HYDROENERGO Władysław Kiełbasa ul. Chełmońskiego WEJHEROWO, POLAND

Transkrypt

1 HYDROENERGO Władysław Kiełbasa ul. Chełmońskiego WEJHEROWO, POLAND Tel./fax : , Fax : Mobile phone: hydroenergo@hydroenergo.com Podstawy energetyki jądrowej Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych (aktualizacja 2012) Praca zbiorowa pod red. mgr inż. Władysława Kiełbasa Autorzy: mgr inż. Władysław Kiełbasa mgr inż. Roman Szyszka mgr Waldemar Bonisławski mgr Włodzimierz Kołodziej Wejherowo, sierpień 2012 r.

2 Spis treści 1 JĄDROWE REAKTORY ENERGETYCZNE Elementy fizyki reaktorów jądrowych Budowa jądra atomowego, energia wiązania i defekt masy Reakcje jądrowe wywoływane przez neutrony, izotopy rozszczepialne i paliworodne Kontrolowana samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia, reaktor jądrowy Bilans neutronów w reaktorze, zagadnienie krytyczności reaktora Sterowanie mocą reaktora jądrowego: rola neutronów opóźnionych, dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba atomowa? Reaktory termiczne i prędkie, ich charakterystyka fizyczna i zjawiska występujące podczas pracy Klasyfikacja reaktorów jądrowych i materiały reaktorowe Jak działa elektrownia jądrowa? Rozwój technologiczny reaktorów: od I. do IV. generacji Przegląd konstrukcji wybranych reaktorów generacji II, III i III Reaktor WWER-440/ Reaktor RBMK Reaktor wrzący (BWR) II. generacji Reaktor CANDU III. generacji Reaktor EPR Reaktor AP Reaktor ESBWR Synergia jądrowo-węglowa Bibliografia CYKL PALIWOWY ENERGETYKI JĄDROWEJ I GOSPODARKA ODPADAMI PROMIENIOTWÓRCZYMI Światowe zasoby materiałów jądrowych Uran i pluton Tor Jądrowe cykle paliwowe: uranowo-plutonowy i torowo-uranowy Wydobycie i przetwarzanie rud uranu Wytwarzanie świeżego paliwa uranowego Cykle paliwowe reaktorów Kampanie i cykl paliwowy reaktora Postępowanie z wypalonym paliwem jądrowym Przetwarzanie wypalonego paliwa jądrowego i recyklizacja materiałów jądrowych Obecnie dostępna komercyjna technologia przerobu wypalonego paliwa Przyszłe zaawansowane zamknięte cykle paliwowe reaktorów IV. generacji Odpady promieniotwórcze energetyki jądrowej Odpady wysokoaktywne Odpady średnio i niskoaktywne Likwidacja elektrowni jądrowej

3 2.7.4 Transport odpadów promieniotwórczych ENERGETYKA JĄDROWA W SYSTEMIE ENERGETYCZNYM POLSKI Dlaczego potrzebujemy w Polsce elektrowni jądrowych? Potrzebujemy więcej energii elektrycznej aby gospodarka mogła się rozwijać Ekonomika energetyki jądrowej Plany rozwoju energetyki jądrowej w Polsce do 2030 r Stan obecny i renesans energetyki jądrowej na świecie Przegląd sytuacji energetyki jądrowej na świecie po Fukushimie Europa Azja Afryka Ameryki Dlaczego niektóre kraje rezygnują z energetyki jądrowej? Austria Niemcy Stanowisko Parlamentu Europejskiego Zmiana stosunku do energetyki jądrowej czołowych ekologów Uwarunkowania polskiej energetyki węglowej Kurcząca się baza paliwowa Węgiel kamienny Węgiel brunatny Szkodliwość energetyki węglowej dla środowiska i jej skutki ekonomiczne Alternatywne możliwości wykorzystania węgla Rola gazu ziemnego Rola odnawialnych źródeł energii Bezpieczeństwo zaopatrzenia w paliwo jądrowe Potencjalne lokalizacje elektrowni jądrowych w Polsce BEZPIECZEŃSTWO ENERGETYKI JĄDROWEJ Główne źródło potencjalnego zagrożenia substancje promieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktora Podstawowe zasady i środki zapewnienia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych Strategia obrony w głąb System barier ochronnych izolujących substancje promieniotwórcze od otoczenia Zjawiska zagrażające integralności i skuteczności barier ochronnych w warunkach awarii Ciepło powyłączeniowe Utlenianie koszulek paliwowych i uwalnianie wodoru podczas awarii Zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa związane z wodorem Podstawowe wymagania dla rozwiązań projektowych elektrowni jądrowych Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja bezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJ Stabilność i samoregulacja reaktora Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa dla zapewnienia ich niezawodności

4 Kryterium pojedynczego uszkodzenia Zapobieganie uszkodzeniom ze wspólnej przyczyny Zwielokrotnienie (redundancja) Różnorodność (dywersyfikacja) Separacja przestrzenna i/lub fizyczna Niezależność funkcjonalna Przejście w stan bezpieczny po uszkodzeniu Stosowanie rozwiązań biernych Układy bezpieczeństwa Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) Awaryjny układ wody zasilającej Obudowa bezpieczeństwa reaktora Inne układy bezpieczeństwa System zabezpieczeń reaktora Układy kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa Układ wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorów Układy niezawodnego zasilania elektrycznego Międzynarodowe wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa energetyki jądrowej Normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards) Wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych ( EUR ) Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych z reaktorami III. generacji Podstawowe wymagania i kryteria bezpieczeństwa określone w dokumencie EUR Warunki projektowe Rozszerzone warunki projektowe Cele projektowe Wymóg stosowania podwójnej obudowy bezpieczeństwa Probabilistyczne cele bezpieczeństwa Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia Awaryjny układ wody zasilającej wytwornice pary Obudowa bezpieczeństwa reaktora Ochrona obiektów reaktora EPR przed zdarzeniami wewnętrznymi i zewnętrznymi Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR Główne cechy bezpieczeństwa reaktora AP Ogólne podejście do zapewnienia bezpieczeństwa reaktora AP Pasywny układ chłodzenia rdzenia reaktora AP Utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora AP Obudowa bezpieczeństwa reaktora AP 1000 z pasywnym chłodzeniem Ryzyko społeczne związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeń Techniczne i fizyczne przyczyny awarii czarnobylskiej Budowa i zasada działania reaktora RBMK Samoczynny wzrost mocy reaktora RBMK w pewnych sytuacjach awaryjnych Błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa Przebieg i skutki awarii reaktywnościowej Przyczyny, przebieg i skutki awarii EJ Fukushima Dai-ichi Cechy i układy bezpieczeństwa reaktorów BWR z obudową bezpieczeństwa typu Mark-I Układ chłodzenia rdzenia reaktora w stanie odciętym Wysokociśnieniowy układ wtrysku chłodziwa Niskociśnieniowy układ awaryjnego chłodzenia rdzenia i zraszania obudowy bezpieczeństwa Obudowa bezpieczeństwa typu Mark-I Układ kontrolowanego upuszczania gazów z obudowy bezpieczeństwa Przyczyny awarii EJ Fukushima Dai-ichi

5 4.9.3 Przebieg i skutki awarii EJ Fukushima Dai-ichi Przebieg awarii Skutki radiologiczne awarii Podsumowanie Bibliografia WPŁYW ENERGETYKI JĄDROWEJ NA ŚRODOWISKO I ZDROWIE CZŁOWIEKA Wpływ działalności gospodarczej człowieka na środowisko Promieniowanie jonizujące Co to jest promieniowanie? Rodzaje i źródła promieniowania jonizującego Osłony przed promieniowaniem Jak mierzymy dawki promieniowania? Wpływ promieniowania jonizującego na organizmy żywe Mechanizmy oddziaływania Biologiczne skutki napromieniowania Efekt hormezy radiacyjnej Podstawowe zasady ochrony radiologicznej Tło promieniowania jonizującego Promieniowanie jonizujące wokół nas Tło promieniowania jonizującego Promieniowanie kosmiczne Promieniotwórczy radon Dawki w diagnostyce medycznej Przemysłowe zastosowania promieniowania jonizującego Dawki kolektywne od różnych źródeł promieniowania jonizującego Oddziaływanie elektrowni jądrowych na środowisko Uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska Dawki promieniowania w otoczeniu elektrowni jądrowych Radiacyjne narażenie zawodowe pracowników elektrowni Odpady promieniotwórcze Ciepło odpadowe Porównanie oddziaływania na środowisko różnych technologii produkcji energii Emisje gazów cieplarnianych Wytwarzanie odpadów Porównanie energetyki jądrowej z OZE Koszty zewnętrzne produkcji energii elektrycznej Edukacja i informacja społeczna

6 1 Jądrowe reaktory energetyczne Autorzy: mgr inż. Roman Szyszka mgr inż. Władysław Kiełbasa 1.1 Elementy fizyki reaktorów jądrowych Budowa jądra atomowego, energia wiązania i defekt masy Materia składa się z atomów. Za praojca atomistyki uważa się greckiego starożytnego filozofa Demokryta z Abdery żyjącego około 2400 lat temu, który pierwszy wprowadził pojęcie atomu. Słowo atom po grecku oznacza niepodzielny. Rozwój fizyki i chemii w XIX wieku doprowadza do powstania teorii wyjaśniających różnorodność występujących w przyrodzie substancji i zjawisk istnieniem atomów. Twórcą nowożytnej atomistycznej teorii materii jest John Dalton, który w 1803 roku wprowadził pojęcie atomu jako najmniejszej niepodzielnej cząstki zachowującej wszystkie właściwości pierwiastka chemicznego. Podczas reakcji chemicznych różne atomy pierwiastków mogą się ze sobą łączyć tworząc związki chemiczne, natomiast same się nie zmieniają. Atomy różnych pierwiastków chemicznych mają różne masy, od najlżejszego wodoru - H, do najcięższego występującego naturalnie w przyrodzie uranu - U. Atomy nie są najmniejszymi cząstkami materii. W 1897 roku J. J. Thomson odkrył elektron elementarną cząstkę o ładunku elektrycznym ujemnym. W roku 1911 Ernest Rutherford bombardując złotą folię cząstkami alfa i badając rozkład kątowy promieniowania rozproszonego na folii doszedł do wniosku, że cały dodatni ładunek i masa atomu skupione są w bardzo niewielkiej objętości - jądrze atomowym. Na tej bazie powstał tzw. planetarny model atomu, w którym prawie cała masa atomu skupiona jest w jądrze a elektrony poruszają się na zewnątrz jak planety po orbitach wokół Słońca. Następnie w roku 1919 E. Rutherford odkrył proton cząstkę o ładunku elektrycznym dodatnim. Liczba protonów w jądrze atomu jest równa liczbie elektronów krążących wokół niego i jest stała dla każdego pierwiastka. W 1932 roku J. Chadwick odkrył neutron cząstkę nie Rys Model planetary atomu. (E. Übelacker: Energia atomowa) posiadającą ładunku elektrycznego. Okazało się, że oprócz protonów w jądrze występują neutrony. Protony i neutrony określa się wspólną nazwą nukleony. Jądro danego pierwiastka ma tą samą liczbę protonów, ale może mieć różną liczbę neutronów i w zależności od niej mówimy o różnych izotopach tego pierwiastka. Jak wiadomo dwa jednoimienne ładunki elektryczne odpychają się i nie istnieje w przyrodzie jądro atomu o dwóch lub więcej protonach bez obecności w nim neutronów. Cząstki te (neutrony i protony) mogą tworzyć jądro dzięki istnieniu między nimi silnych oddziaływań tzw. sił jądrowych. Są one znacznie silniejsze niż siły wzajemnego elektrostatycznego odpychania, ale działają tylko na bardzo małej odległości, rzędu wielkości jądra atomowego. proto n neutro n Rys Model atomu z powłoką elektronową i jądrem. (E. Übelacker: Energia atomowa) 6

7 Jakie są wielkości atomu i jego jądra? Otóż atomy mają rozmiary rzędu m, a ich jądra rzędu m. Aby sobie łatwiej uzmysłowić tę pustkę wewnątrz atomu, wyobraźmy sobie, że jądro ma rozmiary owocu wiśni leżącej na środku stadionu piłkarskiego wówczas zewnętrzne tory elektronów przebiegałyby po koronie stadionu. W jądrze atomu skupiona jest prawie cała jego masa, tj. ponad 99,9%. Materia jądrowa jest przy tym niezwykle zagęszczona gdyby jądro miało wielkość wiśni to ważyłaby ona aż 30 milionów ton! Badając cząstki materii określono ich masę. Za podstawową jednostkę masy w fizyce jądrowej przyjęto 1/12 masy izotopu węgla C-12. 1u (jednostka masy atomowej) = 1/12 m(c-12) = kg Masy spoczynkowe poszczególnych cząstek wynoszą: proton u ; neutron u i elektron u W trakcie badań izotopów różnych pierwiastków zauważono, że nie wszystkie jądra atomów są trwałe. Szczególnie duże ciężkie jądra rozpadają się samorzutnie emitując cząstki : α (alfa) zawierające 2 protony i 2 neutrony (cząstka α jest jądrem helu), lub β (beta) elektrony, albo przenikliwe promieniowanie elektromagnetyczne γ (gamma). W związku z tym wyróżniono rozpad promieniotwórczy α, β i γ. Zjawisko promieniotwórczości odkrył w 1896 roku francuski fizyk Becquerel. Badaniami tych zjawisk zajmowali się Maria Curie- Skłodowska (nasza podwójna laureatka nagrody Nobla) i Piotr Curie. Neutron ze względu na brak ładunku elektrycznego ma ułatwione zadanie we wniknięciu do jądra atomu. Wykorzystali to fizycy niemieccy Otto Hahn i Fritz Straßmann. Prowadząc badania w 1938 roku polegające na ostrzeliwaniu jąder uranu neutronami nieoczekiwanie otrzymali pierwiastki lżejsze bar i krypton. Była to pierwsza sztucznie wywołana reakcja rozszczepienia. W 1939 r. zjawisko to wyjaśniła Leise Meitner. Okazało się, że w wyniku tej reakcji uwalniana jest znaczna energia jądrowa i 2 lub 3 neutrony, co do których istnieje Rys Reakcja rozszczepienia uranu za pomocą neutronów. wykorzystaniem energii jądrowej do różnych celów. prawdopodobieństwo, że mogą one spowodować następne rozszczepienia. Zapoczątkowało to prace nad Skąd się bierze energia jądrowa? W wyniku reakcji rozszczepienia sumaryczna masa produktów rozszczepienia i nowych neutronów jest mniejsza niż jądra, które uległo rozszczepieniu i neutronu, który to spowodował. Zgodnie ze wzorem I. Einsteina E = mc 2, który mówi o równoważności masy i energii, ubytek masy występujący podczas tej reakcji przekształcił się w energię. We wzorze tym E - oznacza energię, m masę, c prędkość światła. Oznaczając ubytek masy przez Δm otrzymujemy energię jaka powstaje w wyniku każdego aktu rozszczepienia E = Δmc 2. Przykładowo, rozpatrując bilans mas w reakcji rozszczepienia przez neutron U-235 na produkty rozszczepienia Mo-98 molibden, Xe-136 ksenon oraz dwa neutrony otrzymamy: Przed reakcją (u.) Po reakcji (u.) U ,124 Mo-98 97,936 Neutron 1,009 Xe ,951 2 neutrony 2,018 Razem 236,133 Razem 235,905 Defekt masy wynosi zatem Δm = 236, ,905 = 0,228 u; a więc ilość powstałej energii wyniesie: E = Δmc 2 = 0,228x1,6605x10-27 x2,998 2 x10 16 = 3, J. 7

8 Ponieważ jednak bilanse energii w reakcjach jądrowych sporządza się w elektronowoltach (ev) - 1 ev jest to ilość energii jaką nabywa elektron poruszający się w polu elektrycznym o różnicy potencjałów 1 wolta [V], a 1 ev = 1,602x10-19 J to energia wydzielona w tej reakcji jest równa 212 MeV. Ze względu na to, że w trakcie rozszczepienia jąder uranu 235 powstają różne produkty rozszczepienia to uśredniona energia przypadająca na jedno rozszczepienie wynosi 207 MeV. Jest to olbrzymia energia, chociaż odpowiada ona utracie tylko około 23% masy pojedynczego nukleonu. Porównując ją do najbardziej wydajnych energetycznie (egzotermicznych) reakcji chemicznych, w których wydziela się energia rzędu najwyżej kilkunastu ev okazuje się, że jest ona kilka milionów razy większa. Na przykład: w reakcji utleniania glinu (aluminium) na jedną cząsteczkę trójtlenku glinu (Al 2 O 3 ) wydziela się ok. 17,4 ev energii. Ponieważ mamy tu do czynienia z olbrzymią koncentracją energii w paliwie jądrowym, to do pracy dużego energetycznego reaktora jądrowego o mocy elektrycznej 1000 MW e wystarcza wymiana paliwa rzędu kilkunastu ton w ciągu roku. Podział energii powstałej w wyniku rozszczepienia U-235 Energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia 168 MeV Energia kinetyczna neutronów (natychmiastowych) Energia fotonów γ (natychmiastowych) Energia kinetyczna cząstek β Energia fotonów γ (opóźnionych) 5 MeV 7 MeV 8 MeV 7 MeV Antyneutrina 12 MeV Razem: 207 MeV Badając jadra atomów fizycy stwierdzili, że masa ich jest mniejsza niż suma mas składników, czyli wszystkich protonów i neutronów je tworzących. Ta brakująca masa jest tak zwaną energią wiązania jądra. Można ją łatwo wyznaczyć ze wzoru: E w =(Z m p +(A-Z)m n -M j ) c 2 gdzie: E w energia wiązania ; Z liczba atomowa (liczba wszystkich protonów w jądrze) A liczba masowa atomu (liczba wszystkich nukleonów w jądrze); m p masa protonu; m n masa neutronu; M j masa jądra; c prędkość światła Na wykresie po prawej widać zależność energii wiązania przypadającej na jeden nukleon od masy atomowej. Maksymalną siłę wiązania posiada jądro żelaza Fe-56, a tym samym jest ono najtrwalsze. Energię zatem możemy pozyskać rozszczepiając jądra pierwiastków ciężkich (uran), lub też doprowadzając do syntezy pierwiastków lekkich (wodór) Rys Energia wiązania na nukleon w zależności od liczby masowej A. [źródło: 8

9 1.1.2 Reakcje jądrowe wywoływane przez neutrony, izotopy rozszczepialne i paliworodne Wszystkie procesy ważne dla pracy reaktora są spowodowane przez cztery różne oddziaływania neutronów z materią. Rozpraszanie sprężyste, w którym neutron zderzając się z jądrem atomowym przekazuje mu część swojej energii kinetycznej. Energia wewnętrzna jądra nie ulega zmianie. Suma energii kinetycznej obu uczestników zderzenia przed i po zderzeniu jest stała. Przypomina to zjawisko mechaniczne sprężystego zderzania się kul. Średnia strata energii neutronu jest tym większa, im mniejsza jest masa jądra z którym neutron się zderza. W reaktorach jądrowych zjawisko to wykorzystywane jest do spowalniania neutronów, które powstają w wyniku rozszczepienia a posiadają wielką energię ~2MeV do energii termicznych E<<0,4eV. Materiały stosowane do spowalniania neutronów w reaktorze nazywa się moderatorami. Rozpraszanie niesprężyste, w którym neutron o dużej energii kinetycznej wnika w jądro atomowe powodując jego wzbudzenie. Po bardzo krótkim czasie jądro emituje neutron o mniejszej energii, a pozostałą różnicę wypromieniowuje w postaci promieniowania γ. Reakcję taką może wywołać tylko neutron posiadający energię większą niż energia progowa. W reaktorach jądrowych rozpraszanie tego typu zachodzi w zderzeniach neutronów z ciężkimi jądrami izotopów paliwa (U-235; U-238; Pu-239, itp. ) i dla reaktorów termicznych ma ono niewielkie znaczenie. Absorpcja polega na pochłonięciu neutronu przez jądro atomu, z którym on się zderzył. Jądro to w ten sposób staje się jądrem złożonym. Następnie, w zależności od izotopu jądra, może wystąpić reakcja (n, γ) zwana wychwytem radiacyjnym. Poniżej przedstawione są przykłady reakcji absorpcji ważne z punku widzenia energetyki jądrowej, gdyż zachodzą one w trakcie normalnej eksploatacji reaktora. Reakcja typu (n, γ) 59 (, ) 27Co n Co (promieniotwórczy) Każda stal zawiera kobalt. Reakcja ta powoduje wzrost radioaktywności zbiornika reaktora. Reakcja typu (n, p) z emisją protonu 16 (, ) 8 O n p 16 7 N (promieniotwórczy) Chłodziwem w reaktorach najczęściej jest woda. Powstający w wyniku tej reakcji azot jest promieniotwórczy o okresie półrozpadu 7,4 s wysyła promieniowanie β i wysokoenergetyczne γ. Powoduje to wysoką aktywność chłodziwa w obiegu pierwotnym w trakcie pracy reaktora. Reakcja typu (n, α) z emisją cząstki α 10 (, ) 5 B n 7 3 Li (trwały) Reakcja typu (n, 2α) z emisją 2 cząstek α 10 (,2 ) 5 B n 3 1 H (promieniotwórczy) 9

10 Bor w postaci kwasu borowego stosuje się do sterowania reaktorem. Istotna dla aktywności obiegu pierwotnego jest reakcja, w której powstaje radioaktywny izotop wodoru - tryt o okresie półrozpadu 12,32 roku. Rozszczepienie polega na wchłonięciu neutronu praz jądro, utworzeniu jądra wzbudzonego, a następnie jego rozpadzie na dwa najczęściej nierówne fragmenty. Reakcji tej dla izotopu U-235 towarzyszy wydzielanie znacznej energii i emisja 2 lub 3 neutronów natychmiastowych. Neutrony te mają bardzo dużą energię. Widmo energetyczne neuronów natychmiastowych daje średnią energię neutronu 2 MeV, a najbardziej prawdopodobną 0,85 MeV. Produkty rozszczepienia w krzywej wydajności mają rozkład jak na wykresie po lewej, Pełnią rolę i pozytywną i negatywną, o czym będzie mowa w dalszych rozdziałach Rys Udział procentowy produktów rozszczepienia w zależności od liczby masowej A [źródło: Mikroskopowy przekrój czynny σ. Ważnym pojęciem dotyczącym prawdopodobieństwa zajścia danej reakcji neutronu z jądrem jakiegoś izotopu jest mikroskopowy przekrój czynny. Przekroje te często zależą od energii neutronu. Jednostką jest 1 barn równy cm 2. Na Rys 1.6 widoczny jest przebieg tego przekroju dla U-235 i Pu-239 w zależności od energii neutronu, w skali logarytmicznej. Oczywistym wnioskiem jest, że prawdopodobieństwo zajścia tej reakcji jest największe dla neutronów poniżej energii 0,4 ev tak zwanych neutronów termicznych. W związku z tym neutrony natychmiastowe należy spowolnić do tych energii. Do tego właśnie celu używa się moderatora przekrój czynny [barny] Pu U U n 100n 1µ 10µ 100µ 1m 10m 100m 1 10 energia [MeV] Rys Mikroskopowy przekrój czynny na rozszczepienie U-235, Pu-239 i U

11 Izotopy rozszczepialne są to izotopy pierwiastków, które z punktu widzenia energetyki jądrowej w łatwy sposób tj. z dużym prawdopodobieństwem dadzą się rozszczepić i wytworzą średnio więcej niż dwa neutrony natychmiastowe. Należą do nich: Izotop U-235 występujący w uranie naturalnym w ilości 0,714%. Uran naturalny jest mieszaniną trzech izotopów U-238; U-235 i U-234. Izotop Pu-239 wytwarzany w reaktorach jądrowych z U-238 w wyniku reakcji: ( n, ) U 92 U 93 Np ,5min Izotop Pu-241 wytwarzany w reaktorach jądrowych z Pu-239 w wyniku reakcji: ( n, ) 240 ( n, ) 94 Pu 94 Pu 239 Izotop U-233 wytwarzany w reaktorach jądrowych z Th-232 występującego w przyrodzie w wyniku reakcji: Izotopy paliworodne są to izotopy pierwiastków, które w wyniku reakcji wychwytu neutronów tworzą izotopy rozszczepialne. Należą do nich: Izotop U-238 występujący w uranie naturalnym w ilości 99,27%. Izotop Th-232 naturalnie występujący izotop pierwiastka toru. Zasoby rud toru są około trzy razy większe niż uranu ,3d Pu ( n, ) Th 90Th 91Pa ,6min 27,4d Pu U Kontrolowana samopodtrzymująca się łańcuchowa reakcja rozszczepienia, reaktor jądrowy Reakcja łańcuchowa. W wyniku reakcji rozszczepienia izotopu uranu U-235 powstają 2 lub 3 neutrony, które mogą wywołać następne rozszczepienia. W ten sposób może powstać samopodtrzymująca się reakcja rozszczepienia. Warunkiem koniecznym dla zaistnienia samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej jest to, aby ilość powstających neutronów w wyniku rozszczepienie była większa lub równa 1. Nie jest to jedyny warunek dla uzyskania tej reakcji, ponieważ w reaktorze oprócz materiałów rozszczepialnych występują materiały konstrukcyjne, moderator i chłodziwo w których znaczna cześć neutronów w wyniku absorpcji jest bezpowrotnie tracona. Ponadto, pewna część neutronów jest tracona na skutek Rys Łańcuchowa reakcja rozszczepienia U-235 [źródło: ucieczki. Zrealizowanie tej reakcji jest więc możliwe przy dostatecznie dużej ilości paliwa jądrowego zwanej masą krytyczną, która zależy od koncentracji materiału rozszczepialnego i jego geometrii w rdzeniu reaktora. Jako, że rdzeń reaktora, w którym znajduje się paliwo ma wymiary ograniczone, cześć neutronów ucieka na zewnątrz i jest bezpowrotnie tracona. Aby ograniczyć ucieczkę neutronów z rdzenia stosuje się element konstrukcyjny reaktora odbijający neutrony z powrotem do rdzenia zwany reflektorem. 11

12 1.1.4 Bilans neutronów w reaktorze, zagadnienie krytyczności reaktora Ze względu na to, że wszystkie ważne procesy fizyczne jakie zachodzą w reaktorze mają bezpośredni związek z chwilowym bilansem i czasem życia neutronów opracowano modele matematyczne opisujące zmiany przestrzenne i czasowe strumienia neutronów w rdzeniu reaktora. Aby zachodziła w reaktorze samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa rozszczepienia na określonym poziomie mocy bilans neutronów w reaktorze musi być stały, tj.: liczba neutronów powstających w wyniku rozszczepienia musi być równa sumie neutronów traconych w wyniku absorpcji, ucieczki i wykorzystanych na wywołanie następnych rozszczepień. Przyjmując, że na 100 rozszczepień powstaje 256 nowych neutronów, w stanie stabilnym mamy bilans strat neutronów jak w poniższej tabeli. Absorpcja w U Absorpcja w U Absorpcja w moderatorze 30 Absorpcja w elementach konstrukcyjnych 5 reaktora i układzie chłodzenia Absorpcja w prętach sterujących 2 Inne straty (zewnętrzne) 9 Łącznie 156 Z 256 neutronów powstałych w reakcji rozszczepienia pozostaje ( ) 100, które wywołają następne 100 rozszczepień produkując ponownie 256 neutronów. Rozwój fizyki reaktorowej wprowadził wiele pojęć użytecznych w zrozumieniu procesów fizycznych zachodzących trakcie pracy reaktora. Wielkością opisującą rozwój reakcji łańcuchowej jest współczynnik mnożenia (powielania) neutronów. Definiuje się go jako stosunek liczby neutronów następnego pokolenia n i+1 do liczby neutronów poprzedniego pokolenia n i n i 1 k. ni Jeśli reakcja zachodząca w rdzeniu reaktora jest stacjonarna, czyli gdy ilość neutronów następnego pokolenia jest taka sama jak w poprzednim, to wówczas mówimy, ze reaktor jest w stanie krytycznym (k=1). Czas życia jednego pokolenia neutronów - Λ jest średnim czasem jaki upływa dla statystycznego neutronu pomiędzy jego powstaniem, a chwilą jego absorpcji (w szczególności, kiedy doprowadza on do kolejnego rozszczepienia). Czas ten zależy od rodzaju reaktora (paliwa, moderatora) i wynosi około 10-3 s dla reaktorów z moderatorem wodnym PWR, a około 10-6 s dla reaktorów prędkich FBR. Reaktywność pojęcie to wprowadzono jako wielkość determinującą odchylenia zachowania reaktora od stanu stacjonarnego. Wyraża się ona wzorem zamieszczonym poniżej, gdzie k jest współczynnikiem mnożenia zdefiniowanym wcześniej: k 1 k. Reaktywność reaktora mierzy się w $. Jednostka ta oparta jest na ilości odpowiadającej udziałowi neutronów opóźnionych w całkowitym strumieniu neutronów w reaktorze. 12

13 1$ to reaktywność odpowiadająca wartości 0,0067 dla reaktorów termicznych pracujących na paliwie w oparciu o izotop rozszczepialny U-235. Reaktywność mierzy się również w centach lub w procentach. 1$=100c=0,67%. Wyróżniamy trzy charakterystyczne stany pracy reaktora: Reaktor w stanie podkrytycznym dla k<1 ; ρ<0 reakcja zanika - moc reaktora maleje. Reaktor w stanie krytycznym dla k=1 ; ρ=0 stacjonarna praca reaktora na stałej mocy Reaktor w stanie nadkrytycznym dla k>1 ; ρ>0 szybkość reakcji rośnie - moc reaktora stale rośnie Rys 1.8. Zależność liczby neutronów od czasu w różnych stanach reaktora Sterowanie mocą reaktora jądrowego: rola neutronów opóźnionych, dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba atomowa? Z zachowania reaktora pod wpływem zmian reaktywności (patrz: Rys.1.8) wynika, że aby utrzymać reaktor na stałej mocy należy w przypadku wzrostu reaktywności usunąć z rdzenia nadmiar neutronów. Oczywiście, aby to było w ogóle możliwe reaktor powinien mieć początkowy zapas reaktywności czyli przekroczoną masę krytyczną. Sterowanie realizuje się przy pomocy prętów sterujących/regulacyjnych. Pręty te są położone w ten sposób, aby rozdzielać miejscowo dostęp neutronów do paliwa umieszczonego w prętach paliwowych. Zbudowane są one z materiałów silnie pochłaniających neutrony takich jak kadm, gadolin lub bor, których mikroskopowy przekrój czynny na pochłanianie neutronów termicznych wynosi odpowiednio 2450 b, b i 760 b. 13

14 Na rysunkach 1.9. i pręty paliwowe są koloru białego, a pręty sterujące czarnego. Rys 1.9. Reakcja łańcuchowa rozszczepienia w reaktorze wygasa przy opuszczaniu prętów regulacyjnych. Podczas uruchamiania reaktora pręty sterujące stopniowo unosi się w górę umożliwiając rozwój reakcji łańcuchowej i osiągnięcie przez reaktor stanu krytycznego. Rys Reakcja łańcuchowa rozszczepienia w reaktorze rozwija się przy podnoszeniu prętów regulacyjnych. Sterowanie przy pomocy kwasu borowego przeprowadza się zmieniając stężenie kwasu bobowego H 3 BO 3 w wodzie (obiegu pierwotnego reaktora wodno-ciśnieniowego), będącej jednocześnie moderatorem neutronów i chłodziwem. Ponieważ zmiany te wymagają dłuższego czasu używa się go do kompensacji powolnych zmian reaktywności w szczególności na skutek wypalania paliwa. Do sterowania zmianami dynamicznymi używa się prętów regulacyjnych, a w przypadku konieczności zatrzymania rozwijającej się sytuacji awaryjnej wprowadza się do rdzenia automatycznie pręty awaryjne. 14

15 Okres reaktora dlaczego możemy sterować przebiegiem reakcji łańcuchowej w reaktorze? Jeśli rozważymy wzrost mocy reaktora na neutronach natychmiastowych (tj. tych, które są emitowane natychmiast w czasie reakcji rozszczepienia) to jego zależność od wzrostu reaktywności i czasu życia jednego pokolenia neutronów ma postać: t P (t) P0 exp ; gdzie : P moc ; ρ reaktywność ; Λ średni czas życia pokolenia neutronów (wartość praktycznie stała dla danego reaktora). Wzór możemy przekształcić do postaci: t P (t) P0 exp ; T gdzie: T = Λ /ρ jest okresem wzrostu mocy - jest to czas, w którym moc reaktora zmienia się e razy (e - podstawa logarytmów naturalnych ~2,718). Moc narasta więc wykładniczo w funkcji czasu i wzrasta lub maleje (w zależności od znaku) 2,718 razy po czasie równym T = Λ /ρ. Czas ten nazywamy okresem reaktora. W praktyce często używa się pojęcia czasu podwojenia mocy T 2 - jest to okres czasu, w którym moc wzrasta dwukrotnie. Zależność między czasem podwojenia, a okresem reaktora ma postać: T 2 = 0,693T. Jeśli przyjmiemy czas Λ = 0,0001s, a zmianę reaktywności o ρ= 0,001, to okres reaktora wyniesie 0,1 s co da nam wzrost mocy w ciągu 1 sekundy e razy Nie sposób zaprojektować układu sterowania reagującego na tak szybkie zmiany mocy. Tak byłoby, gdyby nie było neutronów opóźnionych. Na skutek zachodzących reakcji rozszczepienia powstają produkty rozszczepienia, z których część w wyniku przemian jądrowych emituje dodatkowe neutrony, które należy uwzględnić w bilansie oraz przy rozpatrywaniu kinetyki i dynamiki reaktora. Ich udział (oznaczany literą β) w stosunku do wszystkich neutronów generowanych w trakcie pracy reaktora dla reaktora pracującego na U-235 wynosi zaledwie 0,67%, tym niemniej wystarcza do tego, aby można było reaktorem sterować. Prekursorów neutronów opóźnionych można podzielić na 6 grup, o różnych czasach życia Grupa E [MeV] 0,25 0,56 0,43 0,62 0,42 - a i - udział 0,038 0,213 0,188 0,407 0,128 0,026 T 1/2 i, [s] 54,51 21,84 6,0 2,23 0,496 0,179 Uśredniając te dane do jednej grupy, ich ilość w stosunku do całkowitej ilości neutronów natychmiastowych wynosi 0, 0067 ( 0,67%), a średni czas Λ jest około 12,2 sekundy. Dzięki temu, że ta mała frakcja neutronów emitowana jest nie od razu podczas rozszczepienia - jak neutrony natychmiastowe, lecz ze znacznym opóźnieniem pozwala to na sterowanie reaktorem za pomocą prętów sterujących pochłaniających nadmiar neutronów. 15

16 Uproszczony wzór na okres reaktora gdy uwzględnimy istnienie neutronów opóźnionych ma postać: op( ) T ; gdzie: T okres reaktora Λ czas życia jednego pokolenia neutronów natychmiastowych Λ op czas życia jednego pokolenia neutronów opóźnionych β - udział neutronów opóźnionych ρ - reaktywność. Na rysunku poniżej mamy wykres zmian okresu reaktora w zależności od zmian reaktywności i czasu życia jednego pokolenia neutronów. Wynika z niego, że gdy zakres zmian reaktywności jest w przedziale od 0 do 0,4 $, to okres reaktora jest powyżej 10 sekund, a więc sterowanie jest technicznie możliwe. Z reguły układy zabezpieczeń wyłączają automatycznie reaktor gdy okres reaktora jest poniżej 10 sekund. O reaktorze, którego poziom reaktywności wynosi β (1$) mówimy, że jest natychmiastowo krytyczny (tj. krytyczny na neutronach natychmiastowych). Rys Okres reaktora w zależności od reaktywności i czasu generacji neutronów natychmiastowych, z uwzględnieniem neutronów opóźnionych. Działanie zabezpieczeń. Sterowanie mocą odbywa się, jak już wspomniano, przy pomocy prętów sterujących. Dodatkowo występują w układach zabezpieczeń reaktora pręty awaryjne, które nie biorą udziału w sterowaniu mocą, a stanowią rezerwę na wprowadzenie do rdzenia w sytuacji awaryjnej (dużej ujemnej reaktywności) i szybkie wygaszenie reaktora. Ze względu na brak produktów rozszczepienia i duży zapas reaktywności początkowej proces pierwszego uruchomienia reaktora (podczas tzw. rozruchu fizycznego) jest jednym z najbardziej niebezpiecznych momentów w jego eksploatacji, który należy przeprowadzić ze szczególną ostrożnością. 16

17 Wpływ parametrów pracy na zmiany reaktywności. Reaktory a szczególnie reaktory wodne (gdzie woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem) posiadają zdolność do tak zwanej samoregulacji. Związane to jest z występującym ujemnym sprzężeniem zwrotnym od procesów fizycznych zachodzących w czasie pracy, które nie dopuszczają do dużego samoczynnego wzrostu mocy. Rozpatrując temperaturowy efekt reaktywnościowy dla paliwa można stwierdzić, że jest on ujemny. Wraz ze wzrostem mocy reaktora wzrasta jego temperatura, która prowadzi w wyniku tzw. efektu Dopplera do zwiększonej absorpcji rezonansowej neutronów przez U-238. Ponadto, maleje gęstość paliwa a jednocześnie rośnie średnia energia neutronów, co w efekcie prowadzi do osłabiania tempa wzrostu strumienia neutronów Jeśli skupimy się na temperaturowym efekcie reaktywnościowym dla moderatora, to ponieważ ze wzrostem temperatury maleje jego gęstość, w konsekwencji prowadzi to do pogorszenia spowalniania neutronów. Wyjątkowo silnie proces moderacji jest hamowany w reaktorach wodnych, gdy wystąpi wrzenie i moderator (woda) zacznie zamieniać się w parę. Efekt ten jest więc również ujemny, gdyż przy niekontrolowanym wzroście mocy i intensywnym odparowaniu moderatora chłodziwa następuje samohamowanie reakcji łańcuchowej. Ujemne efekty reaktywnościowe spowodowane zatruciem reaktora Xe-135 i Sm-149 są omówione w rozdziale części poświęconej tym truciznom. Ujemny efekt reaktywnościowy od wypalenia paliwa. Wraz z wypaleniem paliwa powstają i gromadzą się produkty rozszczepienia. Ich ujemny wpływ polega na tym, że jest ich coraz więcej i stopniowo wraz ze zwiększającym się wypaleniem mają coraz większy udział w absorpcji neutronów, a jednocześnie oczywiście ubywa materiałów rozszczepialnych. Nie jest to jednak oddziaływanie dynamiczne. Dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba jądrowa? Najbanalniejsza odpowiedź jest taka, że nie do tego służy. Nie do tego celu został on skonstruowany. W tym celu zbudowano bombę jądrową. Ale to na pewno nie jest odpowiedź zadawalająca dociekliwych ludzi. W bombie atomowej reakcja łańcuchowa przebiega lawinowo i jest niekontrolowana. Dla potrzeb konstruowania bomb atomowych konieczne jest wzbogacenie uranu w izotop U-235 powyżej 90% lub zastosowanie wysokowzbogaconych izotopów plutonu. Dla metalicznego uranu, wzbogaconego w izotop U-235 do ok. 98%, masa krytyczna wynosi ok. 23 kg, co odpowiada kuli o średnicy 13 cm. Gdy ilość jego jest mniejsza od krytycznej, to tracimy zbyt dużo neutronów, które będą opuszczać bryłę uranu zanim zdążą spowodować ciągłą lawinową reakcję łańcuchową. Dlatego w fazie początkowej w bombie materiał rozszczepialny jest podzielony przynajmniej na dwie części z których każda ma masę mniejszą od krytycznej. Po zdetonowaniu ładunku konwencjonalnego łączą się one ze sobą i zostaje wówczas przekroczona masa krytyczna, co zapoczątkowuje lawinową reakcję łańcuchową gdzie neutrony powstające przy rozszczepieniu mnożą się w zawrotnym tempie, w kolejnych pokoleniach powodując masowe rozszczepienia i gwałtowny wzrost ilości wydzielanej energii. W bombie atomowej czas życia jednego pokolenia neutronów wynosi ok s (jedna stumilionowa część sekundy), zaś reakcja łańcuchowa trwa zaledwie ok. 1 μs tj s przebiega na neutronach prędkich. Rys Schemat budowy uranowej bomby atomowej [atomarchive.com]. 17

18 Zakładając, że liczba neutronów powodujących rozszczepienia podwaja się w kolejnych pokoleniach, zaś liczba pokoleń osiągnie 80, otrzymamy łącznie ,21 x rozszczepień, co odpowiada ok. 40 TJ (tera dżuli, 1TJ = J) energii i stanowi ekwiwalent energii wyzwalanej przy wybuchu prawie 10 tysięcy ton trotylu (10 kt TNT). Rozszczepieniu uległoby wówczas niespełna pół kilograma U-235, a przy tym zniknęłoby niecałe pół grama masy, która zamieniłoby się w energię! Współczesny duży reaktor energetyczny o mocy cieplnej 3000 MW tyle energii wytwarza w niespełna 4 godziny. Destrukcyjne działanie bomby wiąże się więc przede wszystkim z gwałtownym uwolnieniem tej energii, w bardzo krótkim czasie - rzędu mikrosekundy. W reaktorach jądrowych reakcja łańcuchowa rozszczepienia przebiega w sposób kontrolowany. W przeciwieństwie do bomby jądrowej reaktor nie posiada paliwa o wysokim wzbogaceniu w izotopy rozszczepialne. Średnie wzbogacenie wynosi 2-4%. Rozprzestrzenione jest ono w dużej objętości i nie ma fizycznych możliwości na skupienie go w małą bryłę w krótkim czasie (materiał rozszczepialny znajduje się w prętach paliwowych, które są od siebie oddalone). Reakcja łańcuchowa przebiegająca w reaktorze wodno ciśnieniowym zachodzi głównie przy pomocy neutronów termicznych. Woda w tym wypadku stanowi chłodziwo odbierające ciepło i moderator spowalniający neutrony do energii korzystnej dla kontynuacji reakcji łańcuchowej. Na skutek wzrostu mocy następuje zmniejszenie gęstości wody, a w tym wypadku i moderatora co pogarsza spowalnianie neutronów i prowadzi do samorzutnego zmniejszenia ilości rozszczepień. Dodatkowo zwiększa się przy tym pochłanianie neutronów przez U-238, które są przez to tracone, nie mogąc wziąć udziału w reakcji rozszczepienia. Daje to łączny efekt samoregulacji i osłabiania tempa rozwoju reakcji. Średni czas życia jednego pokolenia neutronów w bombie atomowej wynosi ok s zaś dla reaktora wodno ciśnieniowego pracującego na neutronach termicznych jest rzędu 10-3 s. Świadczy to o tym, że reakcja łańcuchowa jaka przebiega w reaktorze odbywa się z prędkością razy wolniejszą niż w bombie jądrowej. Jeśliby nawet reaktor wymknąłby się spod kontroli, to jedyne co może się stać to wzrost temperatury w rdzeniu, i wydzielenie znacznych ilości ciepła. Spowoduje to zamianę wody w parę wodną i wzrost ciśnienia, a to może w konsekwencji spowodować wybuch i doprowadzić do zniszczenia reaktora. Jednak jest to zwykły wybuch fizyczny lub chemiczny, a nie jądrowy. Awarię tego typu można co najwyżej porównać do eksplodującego kotła parowego. REAKTOR JĄDROWY NIGDY NIE MOŻE WYBUCHNĄĆ JAK BOMBA ATOMOWA! Nawet awarie reaktorów TMI-2 ani Czarnobyl-4, w których doszło do stopienia rdzenia nie spowodowały wybuchu jądrowego. Stopiony rdzeń jest mieszaniną paliwa, materiału koszulek elementów paliwowych, materiałów konstrukcyjnych rdzenia, prętów sterujących i awaryjnych zawierających izotopy silnie pochłaniające neutrony i różnych produktów rozszczepienia powstałych w trakcie pracy reaktora. Ta stopiona masa ma bardzo wysoką radioaktywność jednak nie ma cech bomby jądrowej i nie wybuchnie. 18

19 1.1.6 Reaktory termiczne i prędkie, ich charakterystyka fizyczna i zjawiska występujące podczas pracy Reaktory termiczne są to reaktory, w których reakcja łańcuchowa realizowana jest głównie przy pomocy neutronów termicznych. Właśnie w tym zakresie energii neutronów mikroskopowy przekrój czynny U-235 na rozszczepienie (patrz Rys.1.6.) jest największy. Ponieważ widmo neutronów natychmiastowych powstających w trakcie reakcji rozszczepienia daje neutrony o średniej energii 2 MeV, należy je spowolnić do energii termicznych. Do tego celu używa się moderatora. Moderatorami mogą być: węgiel C, lekka woda H 2 O, ciężka woda D 2 O lub beryl Be. Spowalnianie następuje w wyniku kolejnych zderzeń neutronu z jądrami moderatora - Rys.1.13, a obrazowo reakcja łańcuchowa przebiegająca w reaktorze termicznym przedstawiona jest na Rys Rys Spowalnianie neutronów natychmiastowych do termicznych [E. Übelacker: Energia atomowa]. Rys Reakcja łańcuchowa rozszczepienia w reaktorze termicznym. Reaktory prędkie to reaktory, w których reakcja łańcuchowa rozszczepień izotopów paliwa realizowana jest głównie przez neutrony prędkie o energii E > 1 MeV. Aby nie spowalniać neutronów natychmiastowych ciepło odbierane jest przy pomocy ciekłego sodu (lub ołowiu albo helu jak w projektach nowych reaktorów prędkich). W centralnej części rdzenia są umieszczone zestawy paliwowe o wzbogaceniu 15-18% w izotopy rozszczepialne plutonu. Otacza je płaszcz wykonany ze zubożonego dwutlenku uranu, zawierający głównie izotop U-238. Podobnie w każdym pręcie paliwowym centralna strefa jest wypełniona pastylkami (UO 2 + PuO 2 ), a strefy górna i dolna - pastylkami ze zubożonego UO 2. W ten sposób strefa materiału rozszczepialnego otoczona jest przez materiał paliworodny. Współczynnik powielania paliwa we francuskim reaktorze prędkim Super Phenix wynosił 1, Reaktor Super Phenix w 1997 r. został wyłączony z eksploatacji i obecnie koniec 2010 r. jedynym na świecie pracującym energetycznym reaktorem prędkim jest rosyjski BN

20 Wypalanie paliwa W trakcie pracy reaktora następuje wypalanie paliwa. Ponieważ paliwo jądrowe jest mieszaniną izotopów U-235 i U-238, to z materiałów paliworodnych U-238 (Th-232), w wyniku reakcji opisanych wcześniej (pkt ) powstają izotopy rozszczepialne. Stosunek liczby powstających nowych jąder izotopów rozszczepialnych do liczby jąder zużytych, istniejących pierwotnie w paliwie, nazywa się współczynnikiem powielania lub konwersji. Terminu współczynnik konwersji używa się wtedy gdy jest on mniejszy od 1, a powielania gdy przekracza 1. Konwersja odbywa się w reaktorach pracujących na neutronach termicznych. Współczynnik ten dla reaktora wodno ciśnieniowego wynosi około 0,55. Pod koniec kampanii paliwowej (przed przeładunkiem paliwa) około 1/3 energii wytworzonej podczas pracy takiego reaktora powstaje z nowo wytworzonych izotopów rozszczepialnych (Rys. 1.15). Rys Zmiana składu izotopowego paliwa w trakcie kampanii paliwowej. Powielanie występuje w reaktorach pracujących na neutronach prędkich. Wartość współczynnika powielania dla reaktora Super Phenix wynosi 1,18. Reaktory pracujące w cyklu uranowo-torowym produkują paliwo z izotopu paliworodnego toru Th-232 przemieniając go w izotop rozszczepialny uranu U-233. Zatrucie reaktora w trakcie pracy reaktora w wyniku reakcji rozszczepienia gromadzą się różnego rodzaju produkty rozszczepienia. Niektóre z nich mają wyjątkowo duży przekrój czynny na wychwyt neutronów. Produkty te zwane są truciznami. Do mających największy wpływ należą ksenon Xe-135 i samar Sm-149. Ksenon Xe-135, mający największy mikroskopowy przekrój czynny na wychwyt neutronów termicznych równy 2,7 x 10 6 barn, powstaje bezpośrednio w wyniku rozszczepienia jąder uranu z wydajnością 0,003 jednak w największym stopniu 0,061 w wyniku rozpadów β telluru Te-135 i jodu I Te 53J 54Xe 55 Cs 135 0,5min 6,7h ,6mln lat Wpływa on w dużym stopniu na bilans neutronów termicznych w reaktorze, prowadząc do redukcji zapasu reaktywności. Obrazowo wyjaśnia to zjawisko Rys Od uruchomienia i osiągnięcia pracy na stałej mocy reaktora po czasie około 47 godzin 2 wytwarza się stan równowagi dynamicznej. W związku z nagromadzeniem się Xe-135 trucizny następuje znaczna strata reaktywności niebieska linia na wykresie. 9,2h Ba 2 Czas ten odpowiada 7 okresom półrozpadu I-135; 7 x 6,7 47 (błąd mniejszy niż 1% od stanu stacjonarnego ustalonego dla tej mocy). 20

21 Największe znaczenie dla pracy reaktora ma stan związany z gwałtowną redukcją obciążenia lub wyłączeniem. Z powodu tego, że w przeważającej mierze Xe-135 powstaje z rozpadu β jodu I-135, o okresie połowicznego rozpadu 6,7 godziny, powoduje to nagromadzanie się go przy gwałtownym obniżeniu mocy reaktora. W krótkim czasie po gwałtownym obniżeniu mocy istnieje możliwość utrzymania reaktora w ruchu linia różowa. Jednak w wyniku znacznego obniżenia mocy lub wyłączenia reaktor może on nie mieć odpowiedniego zapasu reaktywności. W związku z tym, pod koniec kampanii paliwowej gdy dysponowany zapas reaktywności jest już niewielki, będzie konieczne odczekanie odpowiedniego czasu tak zwanego czasu wymuszonego postoju linia czerwona. Po tym czasie związanym z zanikiem Xe-135 spowodowanym rozpadem β ponownie będzie możliwy rozruch reaktora. Rys Charakterystyka straty reaktywności wskutek zatrucia Xe-135 podczas procesów rozruchu i redukcji mocy (wyłączenia) reaktora. [Źródło: Nuclear Power Plant Control. Module 3D]. Jeśli wyobrazimy sobie ten wykres w zwierciadlanym odbiciu w stosunku do poziomej osi czasu to w zakresie czasu wymuszonego postoju krzywa narysowana linią czerwoną utworzy wielką jamę. Czas wymuszonego postoju jest efektem tzw. jamy jodowej i używa się określenia wpadnięcia w jamę jodową. Jodowa : z tego względu, że Xe-135 powstaje w wyniku rozpadu β nagromadzonego wcześniej jodu J-135. Samar Sm-149, o mikroskopowym przekroju czynnym na wychwyt neutronów termicznych 50 x 10 3 barn, jest drugą co do oddziaływania trucizną reaktorową. Powstaje pośrednio w wyniku reakcji rozszczepienia z prometu Pm-149, w wyniku jego rozpadu β n, Pm 62 Sm 62 Sm 53,1h Ponieważ samar Sm-149 jest izotopem trwałym jego zmiana koncentracji następuje jedynie wskutek wypalania, tj. wychwytu radiacyjnego neutronów. Straty reaktywności wywołane samarem są około 5 krotnie mniejsze od spowodowanych ksenonem i znacznie bardziej rozłożone w czasie. Koncentracja ustalona następuje po około 10 dobach. Ujemny efekt reaktywnościowy związany z zatruciem samarem jest szczególnie istotny pod koniec kampanii paliwowej. Wówczas po wyłączeniu i kilkudniowym postoju reaktora może nie być możliwe jego ponowne uruchomienie (bez przeładunku paliwa) w ten sposób kampania paliwowa może zostać przymusowo skrócona. 21

22 1.2 Klasyfikacja reaktorów jądrowych i materiały reaktorowe Na świecie zbudowano setki reaktorów dla różnych celów i o różnych konstrukcjach. Rozważając cechy szczególne można dokonać ich klasyfikacji i podzielić na grupy w zależności od przyjętych kryteriów: Ze względu na przeznaczenie (często spełniają więcej niż jedną rolę): Reaktory energetyczne - przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w komercyjnych elektrowniach jądrowych; Reaktory badawcze/szkoleniowe - przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególności badań, podczas których wykorzystuje się wiązki neutronów do badań struktury ciał stałych oraz badań materiałów i paliw jądrowych dla reaktorów energetycznych; Reaktory do celów militarnych - przeznaczone do produkcji plutonu na potrzeby przemysłu zbrojeniowego; Reaktory napędowe - przeznaczone do napędu statków: łodzi podwodnych, lotniskowców, lodołamaczy, itp. Reaktory ciepłownicze - przeznaczone do produkcji ciepła do celów grzewczych w ciepłowniach jądrowych. Reaktory wysokotemperaturowe - przeznaczone do produkcji energii elektrycznej i ciepła do celów technologicznych; Reaktory do celów specjalnych - przeznaczone do produkcji np. radioizotopów do celów medycznych i przemysłowych. Ze względu na dominującą energię neutronów wykorzystywanych do reakcji rozszczepienia: termiczne (E < 0,4 ev) w reaktorach tej grupy około 3% rozszczepień wywoływanych jest przez neutrony prędkie; w szczególności lekkowodne: PWR, BWR, epitermiczne (0,4 ev < E < 1 MeV ) reaktory do produkcji plutonu dla celów militarnych. prędkie (E > 1 MeV); FBR. Ze względna rodzaj paliwa: Uranowe ( U-235), Plutonowe (Pu-239, Pu241), Uranowo-plutonowe (MOX), Torowe (w których z Th-232 powstaje izotop rozszczepialny U-233). Ze względu na stopień wzbogacenia, wyróżniamy reaktory pracujące na paliwie: Naturalnym (reaktory gazowe, ciężkowodne CANDU), Nisko wzbogaconym (zawartość U-235 wynosząca 2-5%; należą tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz niektóre reaktory gazowe i grafitowo-wodne) Średnio wzbogaconym (większość reaktorów badawczych; FBR, reaktory napędowe), Wysoko wzbogaconym (zawartość U-235 wynosząca ponad 90%; należą tu reaktory wysokotemperaturowe oraz niektóre reaktory badawcze). Ze względu postać chemiczną paliwa : Dwutlenek uranu UO 2 Węglik uranu UC 2 Uran metaliczny. Ze względu na rodzaj konstrukcji elementów paliwowych : Pręty Pastylki Rurki Cylindry 22

23 Płytki Kule. Ze względu na materiał koszulek w których zamknięte jest paliwo: Stopy stali (reaktory prędkie) Stopy cyrkonu (reaktory wodne, grafitowo-wodne) Stopy magnezu (niektóre reaktory gazowe) Stopy aluminium (niektóre reaktory badawcze) Powłoki pirowęglowe (niektóre reaktory wysokotemperaturowe). Ze względu na rodzaj moderatora : Lekkowodne H 2 O Ciężkowodne D 2 O Grafitowe Berylowe. Ze względu na rodzaj chłodziwa: Lekkowodne H 2 O Ciężkowodne D 2 O Gazowe (CO 2, He, N 2 H 4 ) Sodowe Ołowiowe. Ze względu na konstrukcję: Zbiornikowe (reaktory typu PWR, BWR), których rdzeń zamknięty jest w grubościennym zbiorniku stalowym (przystosowanym do wytrzymywania wysokich ciśnień (dla reaktora PWR są to ciśnienia rzędu 17 MPa), wymiana paliwa okresowo po zatrzymaniu reaktora. Kanałowe (reaktory typu CANDU, RBMK), zawierające ciśnieniowe kanały paliwowe o niewielkiej średnicy. Możliwa wymiana paliwa w trakcie pracy. Basenowe (reaktory badawcze). Ze względu na system odprowadzania ciepła: Jednoobiegowy (np. BWR) - para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do turbiny parowej, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora, Dwuobiegowy (np. PWR) - zamknięty obieg wody chłodzącej rdzeń reaktora, a ciepło z niego jest przekazywane w wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje się turbina parowa, Trzyobiegowy (np. reaktor prędki chłodzony sodem; FBR) - pierwszy sodowy obieg chłodzący rdzeń reaktora, drugi pośredni obieg sodowy i trzeci wodno-parowy obieg doprowadzający parę do turbiny. 23

24 1.3 Jak działa elektrownia jądrowa? Rys Reaktor wodno-ciśnieniowy. [Informationskreis Kernenergie: Strom aus Kraftwerken]. Technologia wytwarzania energii elektrycznej została w uproszczeniu przedstawiona poniżej na przykładzie elektrowni jądrowej wyposażonej w reaktor wodno-ciśnieniowy, który jest najczęściej spotykanym typem energetycznego reaktora jądrowego. W reaktorze tym jako paliwa używa się głównie nisko-wzbogaconego uranu, zaś moderatorem neutronów i chłodziwem jest zwykła (lekka) woda będąca pod ciśnieniem na tyle wysokim, że nie wrze. W nomenklaturze angielskiej ten typ reaktora znany jest pod skrótem PWR (Pressurized Water Reactor), a w rosyjskiej WWER (Wodo-Wodianoj Eniergieticzeskij Reaktor). Jako paliwa używa się niskowzbogaconego (do około 5%) uranu U-235. Chemicznie jest to dwutlenek uranu UO 2. Oprócz uranu może być też stosowany pluton w postaci mieszaniny dwutlenków uranu i plutonu tzw. paliwo MOX (Mixed Oxides). Pastylki paliwa umieszczone są w rurkach ze stopu cyrkonu zaślepionych z obu końców - tzw. elementach paliwowych elementów paliwowych składa się w zestaw (kasetę) paliwową. Każda kaseta paliwowa posiada dodatkowo pewną liczbę (zwykle ponad 20) pustych rurek prowadzących, do których mogą być wprowadzane pręty pochłaniające neutrony (regulacyjne i bezpieczeństwa). W koszu reaktora umieszcza się około 200 takich kaset, które tworzą rdzeń reaktora. Rdzeń reaktora umieszczony jest w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Zbiornik ten wypełniony jest wodą pod wysokim ciśnieniem (rzędu MPa), która jest zarazem moderatorem i chłodziwem. Od góry zbiornik reaktora zamknięty jest pokrywą, na której zamocowane są napędy prętów regulacyjnych i prętów bezpieczeństwa. Pręty te wykonane są z materiału silnie pochłaniającego neutrony (stal z dodatkiem boru lub kadmu, węglik boru, stop srebra z indem i kadmem). Manewrując prętami regulacyjnymi w górę i w dół reguluje się, poprzez absorpcję neutronów termicznych, intensywność reakcji rozszczepienia, a więc także i moc reaktora. Większość prętów pochłaniających neutrony wyprowadzona jest z rdzenia są to tzw. pręty bezpieczeństwa, które w razie potrzeby mogą zostać wszystkie jednocześnie zrzucone do rdzenia, powodując natychmiastowe przerwanie reakcji rozszczepienia i wyłączenie reaktora. Raz na rok lub półtora roku dokonuje się przeładunku paliwa. Podczas przeładunku usuwa się ¼ lub ⅓ najbardziej wypalonych zestawów paliwowych, doładowując tyle samo zestawów świeżych. Podczas tej operacji zestawy paliwowe przetasowuje się w taki sposób, aby uzyskać możliwie jak najbardziej równomierny rozkład mocy w rdzeniu, a przez to równomierne wypalanie paliwa jądrowego. 24

25 Energia wydzielająca się w postaci ciepła w wyniku kontrolowanej reakcji łańcuchowej rozszczepienia przebiegającej w rdzeniu reaktora, powoduje grzanie się elementów paliwowych. Ciepło to odprowadza się poprzez cyrkulację wody w układzie chłodzenia rdzenia, złożonym zwykle z 2 do 4 pętli. Ten zamknięty obieg chłodzenia reaktora nosi nazwę obiegu pierwotnego. Składa się on z rurociągów, głównych pomp cyrkulacyjnych, wymienników ciepła zwanych wytwornicami pary, oraz stabilizatora ciśnienia. Woda pompowana jest pompami cyrkulacyjnymi do reaktora - pod rdzeń i przepływając ku górze omywa elementy paliwowe, odbierając od nich ciepło i podgrzewając się przy tym o ponad 30 C. Na wylocie z reaktora jej temperatura osiąga ok. 330 C. Do obiegu pierwotnego od strony reaktora, przyłączone jest urządzenie zwane stabilizatorem ciśnienia, które kompensuje zmiany objętości wody przy zmianach temperatury (powstające na skutek Rys Schemat obiegu pierwotnego reaktora / jądrowego układu wytwarzania pary. [AREVA: U.S. EPR Nuclear Plant]. rozszerzalności cieplnej). Utrzymuje się ciśnienie w granicach dających zapas na wystąpienie wrzenia. Podgrzana w reaktorze woda obiegu pierwotnego przepływa następnie do wytwornic pary, gdzie oddaje ona swoje ciepło wodzie drugiego zamkniętego obiegu zwanego obiegiem wtórnym, po czym schłodzona powraca do reaktora. Ciśnienie w obiegu wtórnym jest znacznie niższe niż w obiegu pierwotnym (rzędu 6 7 MPa) dlatego woda w wytwornicy wrze i odparowuje. Wytworzona para nasycona o temperaturze rzędu C osuszana jest w separatorach wilgoci, a następnie podawana do turbiny parowej. Reaktor wraz obiegiem pierwotnym i wytwornicami pary określa się często jądrowym układem wytwarzania pary. Jest on funkcjonalnie odpowiednikiem kotła parowego w elektrowni konwencjonalnej. Jądrowy układ wytwarzania pary umieszczony jest wewnątrz szczelnej obudowy bezpieczeństwa. 25

26 Proces technologiczny wytwarzania energii elektrycznej w jądrowym bloku energetycznym z reaktorem wodno-ciśnieniowym został schematycznie przedstawiony na rysunku (Rys. 1.19). Rys Schemat działania jądrowego bloku energetycznego z reaktorem wodnociśnieniowym. [Wikimedia Commons: 1. Jądrowy układ wytwarzania pary w obudowie bezpieczeństwa, 2. Chłodnia kominowa, 3. Reaktor, 4. Pręty regulacyjne, 5. Stabilizator ciśnienia, 6. Wytwornica pary, 7. Rdzeń reaktora, 8. Turbina parowa, 9. Generator, 10. Transformator blokowy, 11. Skraplacz, 12. Para świeża, 13. Skropliny, 14. Powietrze, 15. Wilgotne powietrze, 16. Rzeka lub jezioro, 17. Uzupełnianie strat wody w zamkniętym układzie chłodzenia, 18. Obieg pierwotny, 19. Obieg wtórny, 20. Para wodna, 21. Pompa wody zasilającej. Ciepło wytworzone w reaktorze 3, przy pomocy pomp cyrkulacyjnych pracujących w obiegu pierwotnym zamkniętym 18, transportowane jest do wytwornicy pary 6. W wytwornicy pary po stronie obiegu wtórnego powstaje para wodna 12, która przepływa najpierw do części wysokoprężnej, a z niej do niskoprężnej turbiny parowej 8. Rozprężając się na kolejnych stopniach turbiny oddaje ona swoją energię łopatkom wirnika, wprawiając wirnik turbiny w ruch obrotowy. Wirnik napędza generator synchroniczny 9, w którym energia mechaniczna przekształcana jest na energię elektryczną trójfazowego prądu przemiennego o napięciu około 20 kv. Stąd prąd elektryczny w celu zmniejszenia strat przesyłowych do odbiorców trafia na transformator 10 gdzie napięcie podnoszone jest do wartości rzędu 400 kv, a z niego do krajowej sieci elektroenergetycznej. Po przejściu przez turbinę para wodna rozpręża się do ciśnienia 0,0035 0,0055 MPa, ochładzając się równocześnie do temperatury C, po czym trafia do skraplacza 11, w którym zostaje skroplona. Skropliny 13 podawane są pompami 21 jako woda zasilająca, z powrotem do wytwornic pary. W ten sposób parowo-wodny obieg wtórny 19 zamyka się. Skraplacz chłodzony jest często wodą chłodzącą krążącą w obiegu zamkniętym. Woda chłodząca odbiera ciepło skraplania od pary opuszczającej turbinę w skraplaczu, podgrzewając się przy tym o około 10 stopni. Stąd pompowana jest na zraszalnik w chłodni kominowej. Rozpylona w postaci mgły styka się z napływającym od dołu powietrzem atmosferycznym 14. Powietrze odbiera ciepło od wody ochładzając ją i unosi się do góry przy czym niewielka ilość mgły parowej ulatnia się do atmosfery w postaci widocznych nad chłodnią obłoków oparów. Straty wody chłodzącej uzupełniane są przy pomocy pomp 17 ze zbiornika zewnętrznego (jeziora lub rzeki)

27 1.4 Rozwój technologiczny reaktorów: od I. do IV. generacji Rys Generacje reaktorów w rozwoju energetyki jądrowej. I generacja jądrowych reaktorów energetycznych obejmuje pierwsze doświadczalne, pilotujące i prototypowe elektrownie jądrowe. Zaczęto je budować już w pierwszej połowie lat 50-tych XX wieku: najpierw w Obnińsku miasteczku naukowym (d. ZSRR) w 1954 r. uruchomiono pierwszą elektrownię o mocy 5 MW, podłączoną do sieci publicznej. Drugą chronologicznie w Calder Hall (Wielka Brytania) w 1956 r. z reaktorem gazowo-grafitowym typu MAGNOX o mocy 50 MW, następnie Shippingport (USA) 1957 r. i Marcoule (Francja) 1959 r. W okresie tym, trwającym do końca lat 60-tych XX wieku, wypróbowywano wiele różnych typów i rozwiązań reaktorów energetycznych. II generacja jądrowych reaktorów energetycznych obejmuje reaktory energetyczne budowane w latach ubiegłego wieku. Rozwijano w tym okresie te typy reaktorów I. generacji, które najlepiej przeszły próby eksploatacyjne i dawały możliwości rozwojowe uzyskania większych mocy. Do najbardziej udanych typów reaktorów energetycznych należą reaktory lekkowodne (LWR Light Water Reactor), w których zwykła woda jest zarazem moderatorem neutronów i chłodziwem. Reaktory lekkowodne stanowią obecnie 83% wszystkich eksploatowanych na świecie jądrowych reaktorów energetycznych. Można je podzielić na 2 podtypy: reaktory wodno-ciśnieniowe (PWR Pressurized Water Reactor, WWER Wodo-Wodjanoj Eniergieticzeskij Reaktor) - stanowią one obecnie 61% reaktorów energetycznych eksploatowanych na świecie, w których woda w obiegu pierwotnym znajduje się pod dużym ciśnieniem nie wrze; oraz reaktory wrzące (BWR Boiling Water Reactor), w których woda wrze i odparowuje. Wśród reaktorów lekkowodnych zdecydowanie dominującą pozycję uzyskały reaktory wodno-ciśnieniowe (PWR, WWER). W tym okresie wybudowano i rozwijano też elektrownie z reaktorami ciężkowodnymi typu CANDU, grafitowo-gazowymi GCR, AGR i prędkie powielające FBR. Reaktory tej generacji pracują obecnie i często przedłuża się im zezwolenie na dalszą dłuższą eksploatację. III generacja jądrowych reaktorów energetycznych. Zapowiedzią III generacji jądrowych reaktorów energetycznych były budowane w latach 90- tych w Japonii i Korei Południowej ulepszone modele reaktorów lekkowodnych, znane jako: APWR (Advanced Pressurized Water Reactor) i ABWR (Advanced Boiling Water Reactor). Powodem zmian w projektach nowych elektrowni jądrowych stało się wydanie na przełomie XX i XXI wieku nowych, znacznie surowszych przepisów, standardów i wymagań bezpieczeństwa. Jądrowe bloki energetyczne z reaktorami III generacji charakteryzują się lepszymi osiągami eksploatacyjnymi i charakterystykami ekonomicznymi, lepszym 27

28 wykorzystaniem paliwa i mniejszą ilością wytwarzanych odpadów promieniotwórczych, ale przede wszystkim będą znacznie bezpieczniejsze od poprzedniej generacji. Do reaktorów tej generacji można zaliczyć : ABWR, AP 600, BWR 90, System 80+, WWER 640 i 1000, CANDU 6 i 9. Niektóre z obecnie budowanych reaktorów (AP 1000, ESBWR, EPR) ze względu na zastosowanie w nich biernych systemów bezpieczeństwa i wyjątkowych rozwiązań zwiększających bezpieczeństwo i poprawiających niezawodność zalicza się do tzw. generacji III+. IV generacja - w styczniu 2000 powołano Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji GIF. Celem jest dalszy rozwój technologii energetyki jądrowej. Przystąpiono do opracowania projektów dających możliwości lepszego wykorzystania paliwa jądrowego w zamkniętym cyklu paliwowym. Reaktory te mają być bardziej niezawodne, produkować mniej odpadów radioaktywnych, być konkurencyjnymi ekonomicznie do innych źródeł energii, umożliwiać wprowadzanie w życie nowych technologii w połączeniu z innymi gałęziami przemysłu i mieć tzw. odporność na proliferację (bezużyteczne dla celów terrorystycznych lub produkcji broni jądrowej). Z rozpatrzonych wielu propozycji wybrano 6 najbardziej obiecujących rozwiązań nad którymi prowadzi się prace wg poniższego harmonogramu. Rys Harmonogram rozwoju prac nad reaktorami IV generacji. Są to: GFR reaktor prędki chłodzony gazem, LFR reaktor prędki chłodzony ołowiem, MSR reaktor chłodzony stopionymi solami, SCWR reaktor wodny o parametrach nadkrytycznych, SFR reaktor prędki chłodzony sodem, VHTR reaktor wysokotemperaturowy. Powyższe typy reaktorów mogą być zastosowane w produkcji energii elektrycznej i wodoru w zależności od temperatury wyjściowej z rdzenia, co przedstawia Rys Rys Technologiczne zastosowania reaktorów IV generacji. 28

29 1.5 Przegląd konstrukcji wybranych reaktorów generacji II, III i III Reaktor WWER-440/213 Reaktor wodno-ciśnieniowy (Wodo-Wodjanoj Eniergieticzeskij Reaktor) konstrukcji radzieckiej. Paliwem w reaktorze jest wzbogacony dwutlenek uranu UO 2 (42 t). Rdzeń reaktora składa się z 312 kaset paliwowych (w każdej kasecie o przekroju sześciokątnym znajduje się 126 elementów paliwowych). Reaktor sterowany jest przy pomocy 37 grup kaset regulacyjnych. Ciśnienie w obiegu pierwotnym 12 MPa, temperatura na wlocie 267 C, a na wylocie 297 C. Obieg pierwotny posiada 6 pętli. W wytwornicach pary wytwarzana jest para nasycona o parametrach 4,6 MPa i temperaturze 260 C, która po osuszeniu w separatorach wilgoci kierowana na jedną lub dwie turbiny. Podstawowe dane bloku energetycznego z reaktorem WWER440: moc cieplna reaktora 1375 MWt ; moc elektryczna 440 MWe. Sprawność bloku energetycznego 32%. Elektrownie jądrowe z reaktorami tego typu posiada wiele krajów (między innymi Czechy, Finlandia, Słowacja, Węgry) i są one bezpiecznie i bardzo ekonomicznie eksploatowane do dzisiaj. Budowana w Polsce EJ Żarnowiec miała mieć taki reaktor, a nie jak rozgłaszają przeciwnicy energetyki jądrowej reaktor typu czarnobylskiego RBMK 1000 opisany jako następny. Przy czym EJ Żarnowiec miała mieć znacząco lepszą sprawność (33,8%) dzięki zastosowaniu nowoczesnych turbozespołów produkcji polskiej o mocy 465 MWe, skonstruowanych w oparciu o licencję szwajcarsko-szwedzkiego koncernu ABB. Rys Przekrój przez budynki Elektrowni Jądrowej Dukovany w Czechach z reaktorem WWER

30 1.5.2 Reaktor RBMK 1000 Kanałowy Reaktor Wielkiej Mocy (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) wodny reaktor wrzący z moderatorem grafitowym. Reaktor ten skonstruowano w ZSRR i budowano jedynie na obszarze byłego Związku Radzieckiego. Jest to reaktor energetyczny o wyjątkowych zdolnościach produkcji izotopów rozszczepialnych plutonu (z możliwym wykorzystaniem dla celów militarnych). Rdzeń reaktora jest walcem o średnicy 12 m i wysokości 7 m. Znajduje się tam 1700 t grafitu. W reaktorze jest 190 t paliwa o wzbogaceniu około 2% w izotop U-235. Wymiana paliwa jest możliwa w trakcie jego pracy. Chłodziwem jest woda, która przepływając przez rdzeń wrze i wytworzona mieszanina parowo wodna kierowana jest do separatorów, a stamtąd na 2 turbiny o mocy 500 MW każda. Sprawność cieplna obiegu wynosi 31%. Rys Schemat technologiczny elektrowni jądrowej z reaktorem RBMK [źródło: Główne zalety tej konstrukcji to: a) Możliwość łatwej kontroli parametrów technologicznych w poszczególnych kanałach, (budowa modułowa). b) Mała gęstość mocy w rdzeniu - 5,8 MW/m 3 (w reaktorach BWR wynosi ona około 50 MW/m 3 ). c) Niski stopień wzbogacenia paliwa (1,8%). d) Możliwość przeładunku paliwa podczas pracy reaktora bez konieczności jego wyłączania (dziennie można wykonywać 5 przeładunków kanałów). e) Brak masywnego zbiornika ciśnieniowego znacznych rozmiarów. Wyprodukowanie i transport elementów konstrukcyjnych o masie t jest ogromnym przedsięwzięciem logistycznym. Główne wady konstrukcji RBMK: a) Niekorzystne właściwości fizykochemiczne grafitu: materiał palny (grafit w reaktorze pracuje w temperaturze ok. 750 C, która znacznie przekracza temperaturę zapłonu grafitu w powietrzu); przewodność cieplna grafitu maleje ze wzrostem napromieniowania; możliwość zajścia reakcji chemicznej w kontakcie z parą wodną prowadzącej do 30

31 powstania tzw. gazu wodnego H 2 O + C CO + H 2. Dla tej reakcji wymagana jest temperatura rzędu C, która może lokalnie wystąpić w sytuacjach awaryjnych. b) Brak pełnej obudowy bezpieczeństwa zadaniem, której jest zapobieganie przedostania się na zewnątrz substancji radioaktywnych podczas awarii. Reaktory te mają duże rozmiary i obudowa bezpieczeństwa musiała by być bardzo duża, co wiązałoby się z ogromnymi ilościami betonu i stali i byłoby niezwykle kosztowne. c) Błąd konstrukcyjny prętów bezpieczeństwa posiadały one grafitowe końcówki. Miało to zapobiec napływowi wody do obszaru, z którego wyjęto pręt bezpieczeństwa. Skutkiem tego rozwiązania było to, że w początkowej fazie nie pochłaniały one neutronów, a wręcz zwiększały ich strumień tj. lokalnie moc reaktora. Dopiero kiedy do rdzenia dotarła ta właściwa pochłaniająca część pręta przerywana była reakcja łańcuchowa. Duże wymiary rdzenia powodowały, że czas opuszczania prętów wynosił około 18 sekund (w dzisiejszych reaktorach trwa to około 1 sekundy). Ta wada konstrukcyjna w pełni ujawniła się podczas awarii w Czarnobylu - zapoczątkowała lawinowy wzrost mocy reaktora, w niestabilnym stanie do jakiego doprowadzili go operatorzy na skutek popełnionych błędów. d) Zjawisko Wignera powstaje w wyniku napromieniowania grafitu przez neutrony. Polega na gromadzeniu się utajonej energii w graficie (powstają przemieszczenia atomów w sieci krystalicznej). Przy znacznym zagęszczeniu defektów międzywęzłowych może nastąpić spontaniczne wydzielenie się utajonej energii w postaci ciepła. Wydzielenie się tej ilości energii (rzędu kj/kg) może doprowadzić nawet do zniszczenia rdzenia reaktora. e) Dodatni współczynnik reaktywności (temperaturowe dodatnie sprzężenie zwrotne). Woda o mniejszej gęstości (szczególnie para) słabiej absorbuje neutrony. Jeśli więc nastąpi duży wzrost mocy (cieplnej) w wyniku tego nastąpi znaczne podgrzanie wody chłodzącej, która będzie intensywniej wrzeć i wytworzy się więcej pary, co z kolei spowoduje mniejszą absorpcję neutronów. W wyniku tego do paliwa będzie docierało więcej spowolnionych w graficie neutronów niż podczas normalnej pracy reaktora. Większy strumień neutronów spowoduje przyspieszenie łańcuchowej reakcji rozszczepienia, co z kolei doprowadzi do zwiększenia mocy reaktora, a tym samym zwiększenia temperatury w rdzeniu. Jest to sytuacja odwrotna niż w reaktorach wodnych, gdzie utrata chłodziwa (które jest jednocześnie moderatorem) prowadzi do obniżenia reaktywności, zmniejszenia mocy reaktora i obniżenia temperatury. W reaktorze z moderatorem grafitowym i chłodziwem wodnym po odparowaniu wody (utracie chłodziwa) neutrony są więc wciąż spowalniane i łańcuchowa reakcja rozszczepienia jest dalej podtrzymywana. W elektrowni w Czarnobylu reaktor, który uległ awarii był właśnie typu RBMK. Na Zachodzie także początkowo (w latach 40-tych i wczesnych 50-tych ub. wieku) budowano reaktory z moderatorem grafitowym głównie do produkcji plutonu zbrojeniowego. Jednak zrezygnowano z chłodzenia ich wodą. Jako chłodziwo w reaktorach z moderatorem grafitowym zastosowano CO Reaktor wrzący (BWR) II. generacji Reaktory wrzące (Boiling Water Reactor - BWR) są to reaktory termiczne, moderowane i chłodzone lekką wodą, w których woda wrze i para wodna wytwarzana jest bezpośrednio w reaktorze. Zostały one opracowane i były rozwijane w kilku krajach świata: USA i Japonia: konstrukcje BWR 1 6 amerykańskiego koncernu General Electric (GE), następnie rozwinięte przez japońskie koncerny Toshiba i Hitachi; W Niemczech (RFN): konstrukcje koncernu Siemens (Kraftwerk Union - KWU); We Szwecji: konstrukcje firmy ASEA Atom (później ABB Atom). 31

32 Poniżej omówiono reaktory BWR II. generacji (BWR 3 6) wywodzące się konstrukcji amerykańskiego koncernu GE, rozwijane oraz budowane w USA i Japonii. W szczególności reaktory te były zainstalowane także w japońskiej Elektrowni Jądrowej (EJ) Fukushima Daiichi, która uległa katastrofalnej awarii w wyniku niezwykle silnego trzęsienia ziemi (o magnitudzie IX stopni w skali Richtera) i wywołanego tym trzęsieniem uderzenia potężnej fali tsunami (o wysokości sięgającej 15 m). W EJ Fukushima Dai-ichi zainstalowane były następujące reaktory BWR: Blok 1 (uruchomiony w 1971 r.): o moc: 460 MWe / 1380 MWt, o typ: BWR-3, o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: GE, o w czasie trzęsienia ziemi pracował na pełnej mocy, uległ awarii. Bloki 2 i 3 (uruchomione w latach ): o moc: 784 MWe / 2381 MWt, o typ: BWR-4, o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: GE, o w czasie trzęsienia ziemi pracował na pełnej mocy, uległ awarii. Blok 4 (uruchomiony w 1978 r.): o moc: 784 MWe/ 2381 MWt, o typ: BWR-4, o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: Hitachi, o w czasie trzęsienia ziemi był w remoncie (całość paliwa jądrowego wyładowano do basenu wypalonego paliwa), uległ awarii z powodu braku chłodzenia basenu wypalonego paliwa. Blok 5 (uruchomiony w 1978 r.): o moc: 784 MWe / 2381 MWt, o typ: BWR-4, o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: Toshiba, o w czasie trzęsienia ziemi był w remoncie (wychłodzony), nie uległ awarii. Blok 6 (uruchomiony w 1978 r.): o moc: 1100 MWe / 3293 MWt, o typ: BWR-5, o obudowa bezpieczeństwa: Mark-II, o dostawca: GE, o w czasie trzęsienia ziemi był w remoncie (wychłodzony), nie uległ awarii. Pierwszy duży jądrowy blok energetyczny z reaktorem BWR-2, który można uznać za prototyp reaktora BWR II. generacji, uruchomiono w 1969 w USA (Oyster Creek, 636 MWe). Natomiast pierwsze seryjne bloki z reaktorami BWR II. generacji kolejnych typów uruchomiono: BWR-3: w USA (Dresden 2, 867 MWe, 1971 r.) i Japonii (Fukushima Dai-chi 1, 460 MWe, 1971 r.); BWR-4: w USA (Vermont Yankee, 620 MWe, 1972 r.); BWR-5: w Japonii (Tokai 2, 1100 MWe, 1978 r.); BWR-6: w Hiszpanii (Cofrentes, 992 MWe obecnie 1092 MWe, 1978 r.). Następnie w 1996 r. uruchomiono w Japonii 1-szy blok z reaktorem BWR III. generacji (Advanced BWR ABWR): Kashiwazaki-Kariwa 6, 1356 MWe. 32

33 Konstrukcja samego reaktora typów od BWR-3 do BWR-6 nie zmieniała się istotnie, poniżej pokazano przekrój podłużny reaktora BWR-6. W odróżnieniu od reaktorów wodnociśnieniowych pręty regulacyjne i bezpieczeństwa wprowadzane są do rdzenia nie od góry lecz od dołu za pomocą napędów z siłownikami hydraulicznymi. 1 odpowietrzacz i zraszacz pokrywy reaktora 2 zaczep do podnoszenia osuszacza pary 3 zespół osuszacza pary 4 wylot pary 5 króciec wlotowy zraszacza rdzenia 6 zespół separatora wilgoci 7 króciec wlotowy wody zasilającej 8 dysze rozprowadzania wody zasilającej 9 króciec wlotowy niskociśnieniowego wtrysku chłodziwa 10 rurociąg zraszania rdzenia 11 dysze rozprowadzające zraszania rdzenia 12 górna konstrukcja prowadząca 13 zespół pompy strumieniowej 14 konstrukcja osłaniająca rdzeń 15 zestawy paliwowe 16 pręt regulacyjny 17 płyta oporowa rdzenia 18 króciec wlotowy wody recyrkulacyjnej do pompy strumieniowej 19 króciec wylotowy wody recyrkulacyjnej 20 konstrukcja wsporcza zbiornika reaktora 21 ściana osłonowa 22 napędy prętów regulacyjnych 23 przewody hydrauliczne do napędów prętów regulacyjnych 24 wyprowadzenie kanału pomiaru rozkładu strumienia neutronów w rdzeniu Rys Przekrój reaktora BWR [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.] 33

34 Sucha cz. obudowy bezp. Zbiornik reaktora Rurociąg parowy Generator elektryczny Zespół osuszacza pary Rurociąg obejściowy turbiny Rdzeń reaktora Pompa strumieniowa Pompa recyrkulacyjna Do/z rzeki lub morza Pompa wody zasilającej Kondensator wodny obudowy bezp. Pompa chłodzenia powyłączeniowego Wymiennik ciepła chłodzenia powyłączeniowego Woda ruchowa Rys Schemat działania bloku energetycznego z reaktorem BWR [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.] Zasada działania bloku energetycznego z reaktorem BWR przedstawiona jest na Rys Woda przepływa przez rdzeń reaktora od dołu ku górze omywając elementy paliwowe odbiera od nich ciepło i wrze, w efekcie wytwarzana jest nasycona para wodna, która następnie osuszana jest na dwustopniowym separatorze wilgoci znajdującym się powyżej rdzenia, gdzie usuwane są kropelki wody. Osuszona para podawana jest z reaktora do turbiny, w której rozprężając się (na kolejnych stopniach) powoduje ruch obrotowy wirnika napędzającego elektryczny generator synchroniczny. Po rozprężeniu w turbinie para skraplana jest w skraplaczu chłodzonym wodą z chłodzącą pobieraną z rzeki lub z morza albo cyrkulującą w układzie zamkniętym z chłodnią kominową. Kondensat podawany jest reaktora jako woda zasilające. Cyrkulacja chłodziwa przez rdzeń reaktora jest wspomagana i regulowana przez układ recyrkulacyjny z pompą strumieniową. Istotnym elementem jest też układ chłodzenia powyłączeniowego, zapewniający odprowadzenie z rdzenia reaktora ciepła powyłączeniowego do ostatecznego ujścia ciepła (do akwenu chłodzącego lub atmosfery), poprzez układ tzw. wody ruchowej. Najbardziej bodaj charakterystyczną cechą kolejnych typów reaktora BWR (BWR-1 6) jest konstrukcja ich obudowy bezpieczeństwa, która ewoluowała od sferycznej suchej obudowy (typowej dla reaktorów wodno-ciśnieniowych PWR) stosowanej w prototypowych konstrukcjach I. i II. generacji, poprzez kolejne typy mokrych obudów z kondensatorami wodnymi, oznaczanych jako typy Mark I III (Rys. 1.26), zastosowanych w seryjnych blokach BWR-3 6. Także reaktory BWR generacji III (ABWR) i III+ (SBWR) wyposażone są w obudowy bezpieczeństwa typu mokrego, z kondensatorami wodnymi lecz o odmiennej konstrukcji. 34

35 Rys Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa reaktorów BWR [The ABWR Plant General Description. GE Hitachi.] Pierwszą z mokrych obudów bezpieczeństwa była obudowa oznaczona jako typ Mark-I, stosowana w reaktorach BWR-3 i BWR-4 wszystkie cztery bloki EJ Fukushima Dai-ichi, które uległy awarii wyposażone były właśnie w taką obudowę. Wewnętrzną obudowę bezpieczeństwa (zwaną obudową pierwotną) tego typu stanowi stalowy zbiornik o kształcie gruszki (tzw. sucha studnia dry-well), połączony rurociągami z toroidalnym zbiornikiem kondensatora wodnego (tzw. mokra studnia wet-well) umieszczonym poniżej górnej suchej części obudowy. W razie awaryjnego rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, mieszanina parowo-gazowa przepływa z górnej części obudowy do kondensatora wodnego, w który para ulega kondensacji co powoduje obniżenie ciśnienia, zaś radioaktywne aerozole są wypłukiwane i zatrzymane w wodzie. Obudowę wewnętrzną (pierwotną) otacza obudowa zewnętrzna (wtórna), na którą składa się konstrukcja żelbetowa budynku reaktora i hala przemysłowa wieńcząca ten budynek. Obudowa bezpieczeństwa typu Mark-II, stosowana w reaktorach BWR-5 (m.in. na 6-tym bloku EJ Fukushima Dai-ichi), ma mniej skomplikowany układ obudowę pierwotną stanowi stożkowa konstrukcja żelbetowa z wykładziną stalową i stalową pokrywą u góry. Część sucha obudowy połączona jest systemem pionowych rur z kondensatorem wodnym znajdującym się u dołu obudowy. Z kolei obudowa bezpieczeństwa typu Mark-III, zastosowana w reaktorach BWR-6 i niektórych BWR-5, to cylindryczna dwu-powłokowa konstrukcja, przy czym powłoka wewnętrzna (pierwotna) jest stalowa, zaś powłoka zewnętrzna (wtórna) jest żelbetowa. Na dole obudowy pierwotnej znajduje się także kondensator wodny w tym przypadku kondensator ten połączony jest z suchą częścią obudowy bezpieczeństwa poziomymi kanałami. 35

36 1.5.4 Reaktor CANDU III. generacji Reaktor EC-6 (ENHANCED CANDU 6) jest udoskonalonym reaktorem CANDU-6 kanadyjskiej firmy AECL. Jest to reaktor ciężkowodny kanałowy, w którym moderatorem i chłodziwem jest ciężka woda - D 2 O. Rdzeń reaktora CANDU jest zbudowany w postaci cylindrycznego zbiornika stalowego o średnicy 7,6 m ustawionego w poziomie, tzw. CALANDRII. Przez zbiornik ten, równolegle do jego osi, przechodzą kanały, w których umieszczone są rury ciśnieniowe (380), wewnątrz których znajdują się elementy paliwowe. W rurach ciśnieniowych przepływa chłodziwo, odbierając ciepło generujące się w elementach paliwowych. Pomiędzy kanałami rurowymi Calandrii, a rurami ciśnieniowymi przepływa gaz, który jest ciągle monitorowany na zawartość wilgoci czy nie nastąpiły przecieki. Elementy paliwowe są zgrupowane w cylindryczne pęczki o długości ~50cm i średnicy ~10cm. Rys System paliwa w reaktorach CANDU. CALANDRIA wypełniona jest ciężką wodą, znajdującą się pod ciśnieniem atmosferycznym lub niewielkim nadciśnieniem. Zastosowanie ciężkiej wody jako moderatora daje możliwość stosowania jako paliwa uranu naturalnego, lekko wzbogaconego uranu, jak również paliwa MOX lub zawierającego tor. Kanałowa konstrukcja umożliwia wymianę paliwa w reaktorze podczas jego pracy. Temperatura moderatora w CALANDRII utrzymywana jest na poziomie 80 C. Ciepło odbierane jest od paliwa przez ciężką wodę krążącą w obiegu pierwotnym zamkniętym, a przekazywane w 4 wytwornicach pary wodzie obiegu wtórnego, która tam zamienia się w parę i po osuszeniu kierowana jest na turbinę. System sterowania i zabezpieczeń wykorzystuje pionowo wprowadzane w rdzeń reaktora pręty regulacyjne i awaryjne. Parametry pracy elektrowni z reaktorem EC-6: Ciśnienie w obiegu pierwotnym: 9,9 MPa Temperatura wyjściowa: 310 C Temperatura wejściowa: 260 C Ciśnienie w obiegu wtórnym: 4,7 MPa Temperatura pary: 260 C Sprawność obiegu: 35% Moc wyjściowa: 750 MWe. 36

37 Elektrownia zaprojektowana jest na 50 lat eksploatacji, przy rocznym wskaźniku wykorzystania mocy zainstalowanej powyżej 90%. Dobowa zmiana obciążenia możliwa jest w zakresie % obciążenia znamionowego. Następcą EC-6 jest reaktor ACR-1000 generacji III+. Rys Schemat technologiczny elektrowni jądrowej z reaktorem EC Reaktor EPR Reaktor EPR (European Pressurized Reactor) to projekt francuskiej firmy AREVA NP we współpracy z niemieckim Siemensem KWU. Powstał na bazie 40- letnich doświadczeń konstrukcji oraz eksploatacji francuskich i niemieckich reaktorów wodnociśnieniowych, a zwłaszcza ich najnowszych modeli: francuskiego N4 i niemieckiego Konvoi (Siemens). Moc cieplna reaktora wynosi 4590 MWt, a moc elektryczna bloku energetycznego 1630 MWe netto. Rdzeń reaktora posiada 241 kaset paliwowych i jest sterowany przy pomocy 89 wiązek prętów sterujących. Układ chłodzenia reaktora składa się z 4-ch pętli (Rys.1.29). Ciśnienie w obiegu pierwotnym wynosi 15,5MPa, a temperatura 295/330 o C. Ciśnienie w obiegu wtórnym 7,8 MPa, a temperatura 290 o C. Ogólna sprawność bloku brutto wynosi 36%. Charakteryzuje się on dużą elastycznością ruchową: może pracować w trybie nadążnym za dobowymi zmianami odciążenia systemu elektroenergetycznego, od 25% do 100% obciążenia znamionowego. Maksymalne wypalenie paliwa może osiągać 65 Rys Jądrowy układ wytwarzania pary EPR [AREVA]. GWd/tU, średnie do 60 GWd/tU. Dopuszcza się załadunek nawet całego rdzenia paliwem MOX (Mixed Oxides: UO 2 + PuO 2 ). Stosowane są także zestawy paliwowe z wypalającymi się truciznami gadolinem (Gd 2 O 3 ). Możliwe jest elastyczne planowanie kampanii paliwowych o długości od 12 do 22 miesięcy. Czas przeładunku paliwa 16 dni. Zakłada się wskaźnik wykorzystania mocy zainstalowanej 92%, przez 60 lat eksploatacji bloku. 37

38 Przewiduje się, że blok energetyczny z reaktorem EPR wytwarzać będzie energię elektryczną o 10% taniej niż najnowsze eksploatowane obecnie francuskie bloki N4, będące jego bezpośrednimi poprzednikami. Rys Przekrój przez budynki elektrowni z reaktorem EPR [AREVA]. W reaktorze EPR zastosowano szereg rozwiązań zapewniających bezpieczeństwo przy normalnej eksploatacji i podczas awarii projektowych. Zaprojektowano również rozwiązania ograniczające skutki ciężkich awarii włączając te związane z całkowitym stopieniem rdzenia. Konstrukcja budynku bezpieczeństwa obliczona jest z uwzględnieniem wszelkich zagrożeń zewnętrznych, czy to naturalnych czy powodowanych przez człowieka, w tym np. uderzenie samolotu (włączając duże samoloty pasażerskie) Reaktor AP 1000 Reaktor AP 1000 (Advanced Passive) to projekt amerykańskiej firmy Westinghouse Electric LLC (obecnie w składzie Toshiba Corporation). AP 1000 to udoskonalony reaktor generacji III+ z biernymi układami bezpieczeństwa. Moc cieplna reaktora wynosi 3415 MWt, moc elektryczna bloku energetycznego 1117 MWe. Ogólna sprawność bloku ok. 33%. Rdzeń reaktora zawiera 157 kaset paliwowych o długości 4,3 m i 69 wiązek prętów sterujących. Posiada możliwość załadunku paliwa z lekko wzbogaconego uranu do 5% lub paliwa typu MOX do 50% wsadu. Cykl wymiany paliwa przewidziany jest co 18 miesięcy. Układ chłodzenia reaktora składa się z 2-ch pętli (Rys. 1.31), pracujących na dwie wytwornice pary. Rys Jądrowy układ wytwarzania pary AP 1000 [Westinghouse: The AP1000 Reactor Nuclear Renaissance Option]. 38

39 4 główne pompy cyrkulacyjne wraz z silnikami (po dwie na każdą pętlę) są zaprojektowane jako hermetyczne. Ciśnienie w obiegu pierwotnym wynosi 15,5 MPa, a temperatury 281/321 o C. Ciśnienie w obiegu wtórnym 5,5 MPa, a temperatura pary 271 O C. Ważną i korzystną cechą tego reaktora jest znaczne uproszczenie rozwiązań projektowych dzięki zastosowaniu dwóch pętli w układzie chłodzenia, oraz rozwiązań biernych w układach bezpieczeństwa, przez co znacznie ograniczono ilość rurociągów, pomp i armatury. Uproszczenia projektu oraz wprowadzenie pasywnych układów bezpieczeństwa przyczynia się do zwiększenia niezawodności, a z drugiej strony do redukcji kosztów inwestycyjnych i skrócenia czasu budowy. Poniżej przekrój głównych obiektów, z wizualizacją urządzeń i ich rozmieszczeniem w elektrowni jądrowej z reaktorem AP Rys Przekrój bloku z reaktorem AP1000 [Oprac. wł. z wykorzystaniem rysunku ze strony www Westinghouse]. 1 rejon manipulacji z paliwem, 2 betonowy budynek osłonowy, 3 stalowa obudowa bezpieczeństwa, 4 zbiornik wody pasywnego chłodzenia obudowy bezpieczeństwa, 5 wytwornica pary, 6 pompy chłodziwa reaktora, 7 reaktor, 8 zintegrowany blok pokrywy reaktora, 9 stabilizator ciśnienia, 10 główna nastawnia, 11 pompy wody zasilającej, 12 turbozespół, 13 budynek pomocniczy, 14 budynek gospodarki odpadami promieniotwórczymi, 15 budynek dodatkowy (aneks), 16 awaryjna siłownia dieslowska Reaktor ESBWR ESBWR (Economic and Simplified Boiling Water Reactor) to innowacyjny, ekonomiczny i uproszczony reaktor wrzący generacji III+ projektu GE Hitachi, z konwekcją naturalną w rdzeniu i pasywnymi cechami bezpieczeństwa. Jest to reaktor typu wrzącego czyli posiada jeden obieg. Moc cieplna reaktora wynosi 4500 MWt, a moc elektryczna bloku energetycznego 1520 MWe. Sprawność bloku energetycznego wynosi 34%. Projektowany okres eksploatacji wynosi 60 lat. Rozwiązanie projektowe oparte jest na uproszczonym reaktorze wodnym wrzącym (Simplified BWR - SBWR) oraz na pewnych rozwiązaniach z reaktora ABWR, który uzyskał 39

40 certyfikat amerykańskiego dozoru jądrowego (NRC) i pracuje w elektrowniach jądrowych w Japonii. W porównaniu z wcześniejszymi modelami reaktor ESBWR jest bezpieczniejszy, a przy tym liczbę pomp, armatury i silników zredukowano o ok. 25%. Reaktor ESBWR ma bardziej rozwiniętą konwekcję naturalną dzięki zastosowaniu wyższego zbiornika reaktora i krótszego rdzenia, oraz usunięciu przeszkód, które powiększały opory przepływu (Rys. 1.33). Zbiornik ciśnieniowy reaktora ESBWR ma średnicę 7,1 m, a jego wysokość wynosi 27,6 m. Rdzeń tego reaktora ma wysokość 3 m Znajduje się w nim 1132 kaset paliwowych i jest sterowany przy pomocy 269 układów sterujących. Ciśnienie pary 7,17MPa, a jej temperatura 288 C. W środku nie ma pomp recyrkulacyjnych, gdyż wystarczającą cyrkulację zapewnia konwekcja naturalna. Osuszacze pary Króciec wylotowy pary Separatory wilgoci Króciec wlotowy wody zasilającej Kominy konwekcyjne Rdzeń: zestawy paliwowe i pręty regulacyjne Napędy prętów regulacyjnych Rys Przekrój reaktora ESBWR [GE Hitachi]. Rys Przekrój bloku z reaktorem AP1000 [GE Hitachi]. 40

41 1.5.8 Synergia jądrowo-węglowa Synergia polega na współdziałaniu wielu czynników w wyniku czego końcowy efekt jest większy niż suma poszczególnych oddzielnych oddziaływań. Synergia jądrowo-węglowa to proces wykorzystania ciepła z wysokotemperaturowych reaktorów jądrowych do przeprowadzania reakcji chemicznych prowadzących do otrzymywania węglowodorów z wody i węgla (lub dwutlenku węgla). Wysokotemperaturowy reaktor ( C) daje ciepło, które z powodzeniem można zastosować do przeprowadzenia termolizy wody, czyli jej rozkładu na wodór i tlen. Składniki te rozdziela się, przy czym tlen można wykorzystać do prowadzenia spalania węgla w klasycznej elektrowni cieplnej zwiększając jej sprawność i eliminując emisję tlenków azotu, a wodór do zgazowania węgla, produkcji benzyny syntetycznej lub też bezpośrednio jako paliwo wodorowe. Proces ten można prowadzić w gospodarce skojarzonej jak na schemacie poniżej Rys.1.33, gdzie ciepło powstające w reaktorze dostarcza energii na procesy termolizy i produkcji energii elektrycznej. Rys Schemat wykorzystania reaktora wysokotemperaturowego do termolizy (produkcji wodoru i wody) i produkcji energii elektrycznej [rysunek ze strony www Areva]. Ciepło z reaktora można wykorzystać w procesie zgazowania węgla, gdzie w pierwszym etapie w wyniku reakcji węgla z wodą otrzymujemy tlenek węgla i wodór. W następnym etapie z tlenku węgla i wodoru możemy otrzymywać metanol lub benzynę syntetyczną. Można też redukować emisję CO 2 przez wykorzystanie procesu reakcji dwutlenku węgla z wodorem, w wyniku której otrzymujemy tlenek węgla. Tlenek węgla wykorzystujemy zaś do produkcji CH 2, który jest podstawowym produktem w wielu syntezach chemicznych węglowodorów. Obecnie realizowany jest program Raphael dotyczący zastosowania reaktorów wysokotemperaturowych do produkcji paliw syntetycznych i energii elektrycznej. W 2011 roku uruchomiony zostanie w Chinach pierwszy komercyjny reaktor tego typu Bibliografia 1. M. Kiełkiewicz: Jądrowe reaktory energetyczne. WNT Warszawa, Z. Celiński, A. Strupczewski: Podstawy energetyki jądrowej. WNT Warszawa, J. Kubowski: Nowoczesne elektrownie jądrowe. WNT Warszawa,

42 2. Cykl paliwowy energetyki jądrowej i gospodarka odpadami promieniotwórczymi Autorzy: mgr inż. Władysław Kiełbasa mgr inż. Roman Szyszka 2.1 Światowe zasoby materiałów jądrowych Uran i pluton Uran (metal, o niskiej radioaktywności) jest pierwiastkiem stosunkowo rozpowszechnionym na Ziemi, mniej więcej tak jak cyna lub cynk, a ok. 40-krotnie bardziej jak srebro, będąc składnikiem większości skał, a nawet wody morskiej. Naturalny pierwiastek jest mieszaniną 3 izotopów: 234 U (0,0058%), 92 U (0,714%) 238 i 92 U (99,28%). Rudy uranowe bogate (high-grade) zawierają ok. 2% uranu, zaś ubogie (low-grade) ok. 0,1%. Uran w przyrodzie występuje w ok. 150 minerałach, z których wartość przemysłową ma zaledwie kilkanaście (zlepieńce, piaskowce, żyły i żyłopodobne Rys. 2.4). Często są to rudy polimetaliczne, w których uran jest produktem ubocznym. Znane obecnie światowe geologiczne zasoby uranu, wg. wydanego w 2010 r. raportu NEA OECD i MAEA (IAEA) o światowych zasobach, produkcji i zapotrzebowaniu uranu 3 (raporty te wydawane są periodycznie i znane są one pod nazwą Red Book ), na dzień r. oszacowano na łącznie ok. 16,7 mln t. Są to zasoby zarówno dobrze rozpoznane i udokumentowane: w cenie pozyskania do 260 $/kgu - ponad 6,3 mln t (w tym ponad 5,4 mln t w cenie do 130 $/kgu), jak też rozpoznane wstępnie (ok. 10,4 mln t). Należy oczekiwać, że zasoby te znacznie zwiększą się w miarę intensyfikacji prac poszukiwawczych (np. w ciągu 2 lat od r. zwiększyły się o 15%). Ponieważ uran jest pierwiastkiem dość rozpowszechnionym w przyrodzie (47 miejsce wśród innych pierwiastków) zatem znajduje się także w skupieniach o znacznie mniejszej jego zawartości, nazywanych rudami ubogimi. Rozpowszechniony jest także jako pierwiastek towarzyszący innym, pozyskiwanym drogą przemysłową metalom (np. miedzi). Ponadto, źródłem uranu mogą być fosforyty kopalne, a nawet woda morska. Technologie pozyskiwania uranu z źródeł naturalnych oraz jego wzbogacania dla potrzeb energetyki jądrowej będą ukierunkowane coraz bardziej na uboższe źródła tego surowca w miarę wyczerpywania się źródeł o łatwiejszym i tańszym procesie wydobywczym. Należy nadmienić, że technologie pozyskiwania uranu np. z fosforytów podczas produkcji kwasu fosforowego zostały już w latach 70-tych XX wieku przetestowane w skali przemysłowej. 3 OECD NEA & IAEA: Uranium 2009: Resources, Production and Demand ("Red Book"). 42

43 Podział światowych zasobów uranu (2009) 4% 3% 2% 2% 2% 3% 5% 5% 5% 5% 1,5% 1% 9% 9% 12% 31% Australia Kazachstan Kanada Rosja RPA Namibia Brazylia Niger USA Chiny Jordania Uzbekistan Ukraina Indie Mongolia Inne Rys Podział zasobów uranu na świecie [Oprac. wł. na podst. NEA OECD & IAEA Red Book 2009]. Jak widać z Rys. 2.1 i 2.2, zasoby uranu są na świecie dość równomiernie rozłożone oraz znajdują się w politycznie stabilnych regionach i krajach, w większości demokratycznych. Pomimo tego, że 61% zasobów uranu skupionych jest w 4 krajach (Australia, Kazachstan, Kanada i Rosja), to jednak jeszcze wiele innych krajów świata dysponuje bardzo znaczącymi zasobami: 3-5% (RPA, Namibia, Brazylia, Niger, USA, Chiny). Nie ma tu monopolistów w skali światowej ani też karteli (takich jako OPEC) dyktujących ceny. Światowy rynek uranu jest wolny i konkurencyjny (podobnie jak rynek usług związanych z jądrowym cyklem paliwowym). Natomiast większość światowych zasobów ropy naftowej i gazu ziemny skupiona jest w bardzo niestabilnym politycznie regionie Bliskiego Wschodu, lub jest w posiadaniu krajów stosujących szantaż energetyczny dla realizacji swoich celów politycznych jak Rosja (posiadająca największe we świecie zasoby gazu ziemnego), Iran (drugie największe zasoby gazu) czy Wenezuela. Uran naturalny pozyskiwany z rud przetwarzany jest do postaci koncentratu uranowego tzw. żółtego ciasta (yellow cake) o zwartości 75% ośmiotlenku trójuranu (U 3 O 8 ), będącego produktem handlowym. Geografia rozmieszczenia rud uranu, których eksploatacja jest w obecnych warunkach najbardziej ekonomiczna nie do końca pokrywa się z geografią najważniejszych jego producentów. Największymi producentami uranu z kopalń na świecie są: Kanada, Australia, Kazachstan, Niger, Rosja, Namibia, Uzbekistan i USA. Przy czym, 85,5% uranu naturalnego produkowanego na świecie pochodzi z kopalń eksploatowanych przez 8 najważniejszych producentów: Cameco Kanada, Rio Tinto i BHP Billiton Australia, AREVA Francja, KazAtomProm i Uranium One Kazachstan, TVEL Rosja i Navoi Uzbekistan. Duże inwestycje w przemysł uranowy planuje Australia, która w niedługim czasie może stać się czołowym światowym producentem uranu, prześcigając Kanadę. 43

44 Rys Podział światowych zasobów uranu z uwzględnieniem kosztów ich pozyskania [World Nuclear Association: Supply of Uranium (updated August 2010)]. Uran występuje również i w Polsce (podobnie jak w innych krajach Europy Środkowowschodniej). Polskie zasoby rudy uranowej, zakwalifikowanej do kategorii rud ubogich, mają zawartość uranu ppm, przy czym szacuje się zasoby zidentyfikowane na ponad 7 tys. ton, zaś zasoby prognozowane na 100 tys. ton, co w odniesieniu do zastosowania uranu, jako paliwa energetycznego oznacza odpowiednio ponad 45 i ponad 625 lat pracy reaktorów lekkowodnych LWR o mocy 1000MW e (w cyklu otwartym). Zestawienie wielkości zasobów rudy uranowej już rozpoznanych w Polsce 4 5 zawiera w Tabela Piestrzyfiski, A., Uranium and thorium in the Kupferschiefer formation, Lower Zechstein, Poland. Mineralium Deposita 25(1990)2, pp Oszczepalski, S., Blundell, D., 2005, Kupferschiefer Copper Deposits of SW Poland. in: J. Ore Geology Reviews (2005) p

45 Tab Zasoby rudy uranowej w Polsce (zasoby prognozowane są na głębokości większej niż 1000 m), wg OECD NEA Red Book Region w Polsce Zasoby zidentyfikowane [ton Unat.] Zawartość uranu w rudzie [ppm] Zasoby prognozowane [ton Unat.] Rajsk (Podlasie) Synklina przybałtycka Okrzeszyn (niecka Wałbrzyska Sudety) Grzmiąca w Głuszycy Dolnej (Sudety) Wambierzyce (Sudety) RAZEM t > 45 lat pracy LWR 1000 MW e t > 625 lat pracy LWR 1000 MW e Nasze złoża należą wprawdzie do ubogich, ale niektóre z nich (Wambierzyce, Grzmiąca, Okrzeszyn) mają szczególną zaletę. Są to złoża pokładowe, o w miarę jednolitym charakterze, co umożliwia ich w miarę regularną eksploatację przez dziesiątki lat. 6 Opisane powyżej zasoby uranu są to tzw. zasoby konwencjonalne (geologiczne). Bilans ten nie uwzględnia źródeł niekonwencjonalnych jak: fosforyty (22 mln t jako produkt uboczny), woda morska (4 mld t), czy popiół węglowy (pierwsze zachęcające wyniki uzyskano w Chinach), których eksploatacja może okazać się ekonomiczna w przyszłości w miarę wzrostu cen uranu. Prawdopodobnie może stać się też opłacalna eksploatacja ubogich rud w Maroku. Ponadto uran można uzyskiwać jako produkt uboczny przy wydobyciu innych minerałów. Największa na świecie kopalnia uranu to Olympic Dam w Australii, gdzie uran jest domieszką do złóż miedzi o zawartości 0,02% w rudzie, to jest 200 ppm 7. W Polsce także możliwy jest odzysk uranu występującego jako domieszka do pokładów miedzi w rejonie Lubin- Sieroszowice. Zawartość uranu w rudzie wynosi tam ~ 60 ppm, przy zawartości miedzi 2%. Całkowite zasoby rudy to 2400 mln ton, miedzi 48 mln ton, a uranu ton. Stanowi to ekwiwalent ~ 900 GWe-lat, które można uzyskać z tych zasobów w elektrowniach jądrowych, przy wkładzie energii mniejszym niż 5% energii uzyskiwanej w tych elektrowniach. Dodatkową zaletą byłaby redukcja radioaktywności w odpadach z oczyszczania miedzi. Obecna roczna produkcja w zagłębiu Lubin Sieroszowice wynosi ~ ton Cu, a ilość uranu zrzucana na hałdy to ~ t/a. Stanowi to rocznie ekwiwalent paliwa dla 10 elektrowni jądrowych, o łącznej mocy MW e. 8 Ponieważ obecnie koszty paliwa uranowego, opartego na źródłach australijskich, kanadyjskich czy namibijskich są zdecydowanie niższe, niż gdyby próbować je oprzeć o zasoby krajowe - energetyka jądrowa w Polsce przewiduje oparcie się na paliwie importowanym. Przeważa rachunek ekonomiczny. Tym niemniej rozważa się przyszłościowe wykorzystanie istniejących w Polsce rud ubogich oraz odpadów poprodukcyjnych z przemysłu miedziowego. Dodatkowym zaś aspektem jest politycznostrategiczny wydźwięk sytuacji, związany z niezależnością sektora energetycznego BHP Billiton outlines Olympic Dam grand plans WNN, 06 November Prasser H.M.:Are the sources of uranium big enough for the nuclear energy industry? In: NUCLEAR ENERGY IN POLAND: Opportunity or necessity? Oct , 2008, Warszawa, Poland 45

46 Łączne zasoby uranu na świecie są bardzo duże. Na Rys. 2.3 pokazano rozkład ilości uranu zawartego w rudzie (i innych materiałach) dla różnych zawartości U 3 O 8. Widać, że przy przejściu do rudy o 10-krotnie niższej zawartości uranu, łączna ilość uranu w pokładach takiej rudy rośnie około razy. Np. łączna ilość uranu w rudzie ubogiej o zawartości od 0,01 do 0,02% U 3 O 8 (czyli ppm) jest 20 razy większa niż w rudzie o zawartości uranu od 0,02% do 0,1% ( ppm) U 3 O 8. Nie ma więc obawy, że uranu w ogóle nam zabraknie, powstaje natomiast pytanie, przy jakiej zawartości jeszcze opłaci się go pozyskiwać. 9 Rys Zasoby uranu przy różnych zawartościach uranu w rudzie (na rysunku podano dolne progi przedziałów, a więc dla przedziału ppm podano liczbę 100 ppm). [Andrzej Strupczewski 10 ]. Bardzo istotne znaczenie w bilansie paliw dla energetyki jądrowej mają uran i pluton zawarte w wypalonym paliwie pochodzącym z elektrowni jądrowych. Po ich wyodrębnieniu w czasie przerobu paliwa wypalonego, materiały rozszczepialne są ponownie wykorzystywane do sporządzenia świeżego paliwa jądrowego. W szczególności pluton (zwierający rozszczepialne izotopy PU-239 i Pu-241) używany jest do wyprodukowania mieszanego paliwa tlenkowego UO 2 + PuO 2 (mixed oxides MOX), które może być wykorzystane w obecnie eksploatowanych reaktorach termicznych, zwłaszcza lekkowodnych. Obecnie uran i pluton z recyklizacji pozwala zaoszczędzić t świeżego uranu rocznie (w skali światowej). Ponadto, istotnym źródłem paliwa dla cywilnej energetyki jądrowej są światowe zasoby wojskowe: wysoko wzbogaconego uranu (highly enriched uranium HEU) oraz Pu-239, w tym z demontowanych głowic bojowych. 9 Andrzej Strupczewski (Instytut Energii Atomowej POLATOM): Czy wystarczy uranu dla elektrowni jądrowych. Energetyka Cieplna i Zawodowa nr 10/ Strupczewski A.: Program rozwoju energetyki jądrowej w Polsce a zaopatrzenie w paliwa rozszczepialne z zasobów krajowych. XXIII Konferencja Zagadnienia surowców energetycznych i energii w gospodarce krajowej Dylematy polskiej polityki energetycznej, Zakopane, (na podstawie: Deffeyes & MacGregor: 1980 World Uranium resources Scientific American, Vol 242, No. 1, January 1980, pp ). 46

47 Od 1987 r. USA i kraje b. ZSRR podpisały szereg układów rozbrojeniowych, zobowiązując się do redukcji swoich arsenałów jądrowych o ok. 80%. Głowice jądrowe zawierają >90% izotopów rozszczepialnych U-239 lub Pu-239 (weapons-grade), które mogą zostać rozcieńczone aby uzyskać paliwo dla energetycznych reaktorów jądrowych. Od 2000 r. wykorzystano 30 t HEU, zastępując tym samym t U 3 O 8 z kopalń, co stanowi ok. 13% zapotrzebowania światowej energetyki jądrowej na uran. Zasoby plutonu z demontowanych głowic bojowych szacuje się na t można z nich uzyskać np. ok t paliwa MOX, co odpowiada rocznemu zapotrzebowaniu ok. 150 reaktorów lekkowodnych LWR o mocy 1000 MW e (tj. ponad 40% mocy wszystkich reaktorów energetycznych obecnie pracujących na świecie). Obecne roczne zapotrzebowanie światowej energetyki jądrowej na świeży uran (z kopalń lub zapasów) wynosi ok ton. Szacuje się, że aktualnie znane zasoby konwencjonalne uranu przy zastosowaniu do reaktorów obecnej generacji (ze stosunkowo niewielkim wykorzystaniem potencjału energetycznego paliwa) wystarczą na ok. 300 lat Tor Dobry materiał rozszczepialny dla reaktorów energetycznych uran U-233 można sztucznie wytworzyć w reaktorze jądrowym z toru. Tor jest metalem o niskiej aktywności, naturalny 232 pierwiastek zawiera tylko jeden izotop 90 Th, który praktycznie jest stabilny. Tor jest pierwiastkiem 3-4 razy pospolitszym w skorupie ziemskiej od uranu. W rudach tor występuje na ogół łącznie z innymi cennymi surowcami mineralnymi, jak: tytan, cyna, cyrkon, pierwiastki ziem rzadkich. Głównym przemysłowym źródłem toru jest monacyt, zawierający zwykle 3-9% Th. Podział światowych zasobów toru (2007) 12% 5% 4% 3% 2% 2%1%1% 12% 12% 18% 13% 15% Australia USA Turcja Indie Wenezuela Brazylia Norwegia Egipt Rosja Dania (Grenlandia) Kanada RPA Inne Rys Podział zasobów toru na świecie [Oprac. wł. na podst. NEA OECD & IAEA Red Book 2007]. W najnowszym raporcie Red Book 2009 wyspecyfikowano znane światowe zasoby toru w ilości ok. 3,6 mln t z zastrzeżeniem, że liczba ta nie obejmuje danych ze znacznej części świata większości krajów świata, aktualnie znane zasoby oszacowano więc łącznie na 11 IAEA: Climate change and nuclear power 2008, Vienna, International Atomic Energy Agency, p

48 ok. 6 mln t. Zasoby dotychczas rozpoznanych złóż toru są więc porównywalne z rozpoznanymi zasobami uranu. Na wykresie (Rys. 2.4) przedstawiono rozpoznane zasoby toru o koszcie pozyskania do 80 $/kg (wg. Red Book 2007 ok. 2,6 mln t). Jak widać, także zasoby toru podobnie jak uranu, znajdują się w ogromniej większości w krajach stabilnych politycznie i demokratycznych. Badania nad wykorzystaniem toru jako paliwa jądrowego i cyklem torowo-uranowym prowadzone były w kilku krajach świata (USA, Niemcy, Wielka Brytania, Rosja, Indie i Japonia) od lat 60-tych ub. wieku. Badania prowadzone w Indiach (posiadających duże zasoby toru) i Kanadzie przyniosły szczególnie pomyślne wyniki ze stosowaniem toru w reaktorach ciężkowodnych (CANDU), 233 wytwarzanie 92 U w płaszczu torowym w reaktora prędkiego i wykorzystanie go jako podstawowe paliwo w ulepszonym reaktorze ciężkowodnym (AHWR). Aktualnie w Indiach trwają zaawansowane prace nad dużym reaktorem energetycznym takiego typu. Cykl torowo-uranowy jest elementem opracowywanych obecnie technologii reaktorów IV generacji, zarówno termicznych (wysokotemperaturowych, lekkowodnych, ciękowodnych) jak i prędkich (w szczególności reaktor z homogenicznym rdzeniem w postaci stopionych soli). Cykl torowo-uranowy może być zastosowany w szczególności także w opracowanym ostatnio w RPA i Chinach modularnym reaktorze wysokotemperaturowym ze złożem kulowym (PBMR pebble-bed modular reactor). 48

49 2.2 Jądrowe cykle paliwowe: uranowo-plutonowy i torowouranowy Paliwo stosowane w energetyce jądrowej jest mieszaniną izotopów rozszczepialnych i paliworodnych. Izotopami rozszczepialnymi są te izotopy, które mają znaczący udział w procesie przebiegającej w reaktorze łańcuchowej reakcji rozszczepienia. W reaktorze lekkowodnym (termicznym) paliwem jest najczęściej mieszanina izotopów uranu rozszczepialnego U-235 (o wzbogaceniu do ~5%) i paliworodnego U-238 (pozostałość). Mała część energii (~ 3%) generowana jest w wyniku rozszczepienia U-238 przez neutrony prędkie. Ten izotop ma jednak znaczenie głównie jako materiał paliworodny, gdyż w wyniku ciągu reakcji i przemian jądrowych tworzy nowe izotopy rozszczepialne plutonu Pu-239 i Pu-241, których udział w przebiegającej łańcuchowej reakcji rozszczepienia jest znaczniejszy. Główną ciągiem przemian obrazującym powstanie izotopu rozszczepialnego Pu-239 jest wychwyt radiacyjny neutronu, a następnie kolejne rozpady β U-239 i Np-239: ( n, ) U 92 U 93 Np ,5min Zaś główną przemianą prowadząca do powstania Pu-241 są dwa kolejne wychwyty radiacyjne neutronu: ( n, ) 240 ( n, ) 94 Pu 94 Pu 239 Opisany powyżej cykl jest tak zwanym cyklem paliwowym uranowo-plutonowym (Rys. 2.6). Nazwa ta związana jest z tym, że w wyniku szeregu przemian z izotopu uranu U-238, który nie miał dużego znaczenia z punktu widzenia udziału w energii wytwarzanej w reaktorze powstały izotopy rozszczepialne plutonu, których udział w tym procesie jest znaczący. Dla izotopów plutonu powstających w trakcie pracy reaktora, o współczynniku konwersji 0,55, udział energii powstającej z tych izotopów w trakcie całej kampanii paliwowej sięga około 33%. Jeszcze większe znaczenie będzie to mieć w przypadku reaktorów prędkich powielających, które mogą osiągnąć współczynnik powielania paliwa około 1,40 (obecnie jest on na poziomie 1,18) ,3d Pu Pu Cykl paliwowy torowo-uranowy (Rys. 2.7) opiera się głównie na przemianie jądrowej izotopu paliworodnego toru Th-232 etapami w rozszczepialny izotop uranu U-233. ( n, ) Th 90Th 91Pa ,6min 27,4d Zaletami tego cyklu jest brak plutonu wśród produktów reakcji, a także niemal całkowite ilościowe wykorzystanie zawartego w paliwie toru do wytwarzania rozszczepialnego izotopu U-233 (efekt paliworodności izotopu Th-232). Jednakże pomimo szeregu zalet dotychczas cykl torowo-uranowy nie zyskał znaczenia porównywalnego z cyklem uranowoplutonowym. Istnieją bowiem pewne trudności techniczne ze zrealizowaniem takiego cyklu na skalę przemysłową. Do najważniejszych z tych trudności należy niemożność uzyskania samopodtrzymującej się reakcji rozszczepienia w reaktorze pracującym na czystym torze, jako materiale wyjściowym. Pomimo tego, że w reakcji rozszczepienia U-233 powstaje średnio więcej neutronów niż przy rozszczepieniu U-235 lub Pu-239, to okazuje się, że ich liczba jest jednak niewystarczająca, aby powstała reakcja samopodtrzymująca się (ze U 49

50 względu na wyjątkowo duży wychwyt neutronów termicznych przez izotop Th-233; mikroskopowy przekrój czynny na tą reakcję wynosi aż 1460 b). Można natomiast zbudować reaktor wodno-ciśnieniowy, w którym rdzeń byłby otoczony podkrytycznym płaszczem torowym otaczającym elementy paliwowe ze wzbogaconego uranu. Inną możliwość zrealizowania cyklu torowo-uranowego oferuje reaktor ciężkowodny, kanałowy (AHWR Advanced Heavy Water Reactor) prace nad takim reaktorem są aktualnie (2010 r.) prowadzone w Indiach. Rys Główne ciągi izotopowych łańcuchów paliwowych Th-232 U-235 i U-238 Pu-241. Na rysunku po lewej (Rys. 2.5) pokazany jest schemat najważniejszych przemian w cyklach paliwowych uranowo-plutonowym i torowouranowym dla reaktora lekkowodnego. Oba powyżej opisane cykle dają szerokie możliwości wykorzystania paliw jądrowych zwłaszcza przy powszechnym zastosowaniu przeróbki wypalonego paliwa w tak zwanym zamkniętym cyklu paliwowym i wprowadzeniu do powszechnego użytkowania reaktorów prędkich powielających. Z punktu widzenia wydajności procesu rozszczepienia izotop U-233 powstający z Th-232 jest bardzo obiecujący co widać na schemacie przemian. Ma on najwyższy ~90% procentowy udział w wykorzystaniu neutronów w reakcji rozszczepienia. Jednak ze względu na wyjątkowo duży wychwyt neutronów termicznych przez izotop Th-233 powstają problemy techniczne z konstrukcją reaktora pracującego w czystym cyklu paliwowym torowouranowym. Rys Główne przemiany cyklu uranowo plutonowego. 50

51 Rys Główne przemiany cyklu torowo - uranowego. 2.3 Wydobycie i przetwarzanie rud uranu Obecnie wykorzystywane świeże paliwo jądrowe pochodzi głównie z wydobywanych minerałów naturalnych będących rudami uranu. Do najbardziej rozpowszechnionych minerałów uranu należą: blenda uranowa UO 2 uraninit U 3 O 8 karnotyt K 2 (UO 2 ) 2 (VO 4 ) 2 3H 2 O uranofan (H 3 O)Ca(UO 2 )(SiO 4 ) 2 3H 2 O. Uran występuje w warunkach naturalnych w bardzo różnych koncentracjach: najbogatsze źródła zawierają ok. 20% uranu (np. kopalnie kanadyjskie) i są stosowane do wyrobu elementów paliwowych bez wzbogacania (reaktory CANDU). Należy jeszcze wspomnieć o innym źródle uranu, jakim są fosforyty (w różnych Rys Uranofan z nieczynnej kopalni "Miedzianka" na Dolnym Śląsku. postaciach i o zawartości uranu ppm). Globalne rezerwy uranu w fosforytach szacuje się na ponad 9 mln ton U. 51

52 Zawartości uranu w różnych rudach i materiałach podano w Tabeli 2.2. Tab Zawartość uranu w różnych rudach i surowcach. Bogate rudy 20% U Rudy 2% U Ubogie rudy 0,1% U Bardzo ubogie rudy 0,01% U Granit Skały osadowe Skorupa ziemska (średnio) Woda morska ppm ppm ppm 100 ppm 4-5 ppm 2 ppm 2,8 ppm 0,003 ppm Obecnie pozyskuje się uran ze źródeł o różnej jego zawartości: zarówno ze źródeł stosunkowo bogatych (>0,1% U), jak 0,234% U w kopalni Ranger (Australia); ale także i ubogich jak: 0,0276%U w Rossing (Namibia), 0126% U w Trekkopje (Namibia), czy 0,02% U w Olympic Dam (Australia) - przy czym, w ostatnim przypadku, uran jest produktem ubocznym podczas wydobycia i produkcji miedzi. Znane są trzy podstawowe metody pozyskiwania uranu pierwotnego: tradycyjne górnicze - głębinowe (podziemne) i odkrywkowe, metody hydrauliczne (wysokociśnieniowe) oraz metoda podziemnego ługowania na miejscu (in situ leaching) jest to metoda otworowa trawienia podziemnego i polega na ługowaniu, upłynnianiu skały i wypompowywaniu jej na powierzchnię Wydobyta ruda uranowa, zawierająca niewielkie ilości uranu (zwykle ok. 0,1% lub mniej), przerabiana jest na koncentrat uranowy zawierający 70-90% ośmiotlenku trójuranu U 3 O 8, mającego postać tzw. żółtego ciasta (yellew cake), który jest produktem handlowym (Rys. 2.11). Ruda wydobyta metodami górniczymi lub metodą hydrauliczną jest mielona na miejscu, a następnie przetwarzana. Ze względu na to, że uran występuje w postaci minerałów o różnym składzie, istnieje też wiele technologii przerobu rud uranowych, przy czym większość minerałów przerabia się za pomocą dwóch podstawowych metod: kwaśnej lub alkalicznej. Po wstępnym rozdrobnieniu, rudę podaje się mieleniu. We wstępnej fazie przerobu rudy często stosuje się jej wzbogacanie (np. metodą flotacji, lub inną). W celu otrzymania roztworu uranowego stosuje się trawienie, najczęściej kwasem siarkowym (metoda kwaśna), z dodatkiem utleniaczy. Jeśli zaś w rudzie występują składniki wiążące duże ilości kwasu siarkowego, to stosuje się wówczas metodę alkaliczną, w której do trawienia rudy używa się zwykle węglanów (sody kaustycznej Na 2 CO 3 ). Roztwory przetrawione separuje się mechanicznie od osadów (na sitach i filtrach), zatęża się, a następnie wytrąca z nich chemicznie uran w postaci związków nierozpuszczalnych w wodzie, które zawierają zwykle 70-90% U 3 O Zdzisław Celiński, Andrzej Strupczewski: Podstawy energetyki jądrowej. WNT, Warszawa

53 Rys Kopalnia uranu Ranger (Australia). Rys Kopalnia miedzi i uranu Olympic Dam (Australia). Wystarczalność złóż bogatych w uran szacuje się na 300 lat - przy dzisiejszym tempie rozwoju energetyki jądrowej i klasycznym (otwartym) cyklu paliwowym. Wprowadzenie nowych technologii w sposobie eksploatacji reaktorów energetycznych oraz modyfikacje cykli paliwowych otwierają perspektywy wystarczalności paliwa jądrowego w wymiarze wielu tysięcy lat! 53

54 Źródła krajowe, o ile zajdzie potrzeba ekonomiczna bądź strategiczna ich wykorzystania wystarczyć powinny na dziesiątki lat. Przypomnijmy, że preparaty, stosowane do badań nad promieniotwórczością przez Marię Skłodowską-Curie pochodziły z rud, wydobywanych na Dolnym Śląsku. Nie uchodzą one za bogate tym niemniej są rozpoznane i mogłyby zaspokoić potrzeby krajowej energetyki jądrowej przez dziesiątki lat. Dodając uran z odpadów górnictwa miedziowego oraz ze złóż o rozpoznanej charakterystyce geologicznej można spokojnie mówić o możliwości pełnego uniezależnienia się polskiej energetyki jądrowej od dostawców zagranicznych na wiele lat (czego nie można powiedzieć o energetyce konwencjonalnej). Rys Koncentrat uranowy (yellow cake). 2.4 Wytwarzanie świeżego paliwa uranowego W procesie przygotowywania świeżego paliwa dla reaktorów lekkowodnych (PWR, WWER, BWR, oraz ich nowszych generacji), wykorzystujących uran niskowzbogacony wyodrębniamy następne etapy produkcji: 1. Redukcja (konwersja): przekształcenie yellowcake (U 3 O 8 ) do postaci UO Konwersja UO 2, w gazowy sześciofluorek uranu UF Wzbogacanie izotopowe uranu. 4. Konwersja UF 6 do postaci UO 2 i wytwarzanie paliwa reaktorowego. Pierwszy etap to przekształcenie yellowcake do postaci UO 2. Yellowcake w zależności od składu surowej rudy i stosowanej metody kwaśnej lub alkalicznej zawiera 70-90% ośmiotlenku trójuranu (U 3 O 8 ). Pozostałe składniki to: trójtlenek uranu (UO 3 ), dwutlenek uranu (UO 2 ), wodorotlenek uranylu (UO 2 (OH) 2 ), siarczan uranylu (UO 2 SO 4 ), uranian sodu (Na 2 O (UO 3 ) 2 6H 2 O), nadtlenek uranu (UO 4 nh 2 O). Na początku następuje proces oczyszczania koncentratu z wszelkich pochłaniających neutrony domieszek. Następnie wykonuje się redukcję tlenków uranu (i pozostałych związków) przy pomocy związków wodoru do otrzymania UO 2. Drugi etap to konwersja UO 2 do otrzymania gazowego UF 6. Proces ten prowadzi się dla otrzymania gazowego sześciofluorku uranu, aby można było przeprowadzić następy proces wzbogacania paliwa w lżejszy izotop rozszczepialny U-235. Przeprowadzane fluorowodorowanie przekształca UO 2 w stały UF 4, który następnie stosując fluorowanie przekształca się w gazowy UF 6. 54

55 Etapy pierwszy i drugi schematycznie przedstawione są na poniższym rysunku (Rys 2.12). Rys Schemat przebiegu procesu przemiany U 3 O 8 w sześciofluorek uranu UF 6. Trzeci etap to wzbogacanie izotopowe uranu do wymaganej zawartości izotopu U-235 (do ~ 5% masy całkowitej uranu dla reaktorów lekko wodnych, a ~ 20% dla reaktorów prędkich powielających). Postać gazowa produktu umożliwia procesy wzbogacania izotopowego metodą dyfuzyjną bądź wirówkową. Są to obecnie najczęściej stosowane metody przemysłowe. Metoda dyfuzyjna polega na częściowej separacji izotopów (wzroście stężenia) przy przejściu przez porowate ścianki (Rys. 2.13). Gaz po przejściu na stronę o niższym ciśnieniu jest wzbogacony w izotop lżejszy. Współczynnik separacji (wzrostu ilości izotopu lżejszego po przejściu bariery z porowatej ścianki do ilości tego izotopu na wejściu) dla UF 6 do rozdzielenia izotopów U-235 i U-238 wynosi 1, Ponieważ wzrost stężenia na jednym stopniu jest bardzo niewielki to aby przeprowadzić proces wzbogacenia uranu w izotop U-235 do 90% potrzeba około 3000 takich stopni, zaś dla uzyskania uranu o wzbogaceniu wystarczającym dla celów energetycznych około Uzyskuje się to łącząc poszczególne stopnie w kaskadę (Rys. 2.14). Każdy stopień dyfuzyjny ma jedno wejście i dwa wyjścia. Wzbogacony strumień w izotop U-235 jest kierowany na następny stopień. Strumień zubożony jest zawracany na wejście do stopnia (n-2). 55

56 Rys Schemat ideowy działania stopnia dyfuzji gazowej. Rys Przebieg przepływu w kaskadzie dyfuzyjnej wzbogacania uranu. Ten sposób wzbogacania uranu był powszechnie stosowany w początkowym okresie, głównie dla zastosowań militarnych, a następnie powszechnie rozpoczęto go stosować dla potrzeb energetyki jądrowej. Wadą jego jest wielka energochłonność i potrzeba zbudowania wielkich ciągów stopni dyfuzyjnych. 56

57 Rys Należące do koncernu EDF zakłady wzbogacania uranu metodą dyfuzji gazowej w Tricastin we Francji [fot. AREVA]. Po osiągnięciu możliwości uzyskania wielkich prędkości obrotowych przez wirówki i niezawodności ich działania obecnie najczęściej stosowaną metodą wzbogacania staje się metoda wirówkowa. Wykorzystuje ona fakt różnicy siły odśrodkowej dla poruszających się w bębnie wirówki różnych izotopów. Współczynnik separacji w tym wypadku jest wyższy i zależy od różnicy mas izotopów. Jego wartość w zależności od prędkości obrotowej może wynosić 1,2 do 1,5. Obroty takiej wirówki (Rys 2.16) wynoszą do obr./min jej długość od 1 m do 2 m, a średnica - od 15 cm do 20 cm. Sześciofluorek uranu doprowadza się w okolice środka wirującego bębna, gdzie rozpoczyna on proces wirowania. Pod wpływem siły odśrodkowej cięższe cząsteczki izotopu U-238 dążą w kierunku korpusu, a lżejsze z izotopem U-235 gromadzą się wokół osi. Ten efekt rozdzielenia zostaje wzmocniony przez konwekcję wywołaną różnicą temperatury wzdłuż osi wirnika. Frakcja wzbogacona jest odprowadzana z okolicy wirnika (mały promień), a frakcja zubożona z okolicy bliskiej zewnętrznej powierzchni bębna (duży promień). Proces wzbogacania dzięki zastosowaniu tej metody stał się mniej energochłonny i wymaga zakładów o Uran zubożony Sześciofluorek uranu Rys Schemat budowy wirówki do wzbogacania uranu. Uran wzbogacony Wirnik Obudowa znaczne mniejszej powierzchni (zapotrzebowanie na energię jest około 50 razy mniejsze niż dla metody dyfuzyjnej). Liczba stopni do uzyskania wzbogacenia użytecznego na potrzeby energetyki jądrowej wynosi około 20. Silnik 57

58 Wirówki połączone są między sobą w układzie kaskadowym gdzie strumień wzbogaconego uranu podawany jest na następny stopień, a zubożałego cofany na poprzedni. Poniższe zdjęcie (Rys. 2.17) przedstawia kaskadę wirówek w zakładzie wzbogacania uranu. Rys Kaskada wirówek w zakładzie wzbogacania uranu metodą wirówkową firmy Urenco w Gronau w Niemczech [fot. Urenco]. Metoda laserowa wzbogacania paliwa rokująca duże nadzieje (w trakcie powadzenia prac badawczych). Wykorzystuje ona zjawisko selektywnej dysocjacji lub jonizacji gazu poprzez zastosowanie światła laserowego. W celu separacji izotopów uranu UF 6 poddawany jest fotodysocjacji. Proces przebiega w dwóch etapach. W pierwszym etapie uzyskiwane jest wzbudzenie cząstek poprzez naświetlanie pierwszym laserem. Cząsteczki zawierające w swoim składzie tylko izotop U-235 ulegają wzbudzeniu natomiast posiadające izotop U-238 pozostają niewzbudzone. Następnie poprzez działanie drugiego lasera cząsteczki zawierające izotop U-235 ulegają selektywnie dysocjacji na stały UF 5 oraz fluor. Czwarty etap to konwersja UF 6 do postaci UO 2 i wytwarzanie paliwa reaktorowego. Konwersję 2 prowadzi się obecnie według trzech różnych technologii: Technologia ADU, polegająca na hydrolizie UF 6, wytworzeniu poliuranianu amonu, rozkładzie termicznym i redukcji do UO 2. Technologia AUC, polegająca na reakcji z roztworem węglanu amonu, wytraceniu węglanu uranylowo-amonowego, rozkładzie termicznym i redukcji do UO 2. Technologia sucha, polegająca na reakcji w wysokich temperaturach: w reaktorze fluidalnym lub płomieniowym UF 6 z parą wodną, wodorem i azotem tworzy fluorek uranylu, który następnie w wysokiej temperaturze przekształca się w UO 2. 58

59 Uzyskany UO 2 w postaci proszku służy do wytwarzania pastylek paliwowych. Najczęściej stosowana metoda polega na prasowaniu pod ciśnieniem i spiekaniu UO 2 w temperaturze około 2000 K w atmosferze gazów obojętnych. Następnie szlifuje się tak uzyskane ceramiczne pastylki do odpowiedniej średnicy z dokładnością do 0,002 mm aby uzyskać dobre przyleganie do koszulek bardzo ważne z punktu wymiany ciepła. Wykonywane pastylki paliwowe mają średnicę około 10 mm i długość około Rys Pastylki paliwowe [fot. Foronuclear]. 1,5 2 wielkości średnicy. (Rys. 2.18). Pastylkami tymi wypełnia się rurki ze stopu cyrkonowego bądź stali nierdzewnej, które tworzą elementy paliwowe. Na końcach jak widać na rysunku są sprężyny dla kompensacji rozszerzalności cieplnej. Przestrzeń wewnętrzna jest szczelna i wypełniona zazwyczaj helem. (Rys. 2.19). Rys Element paliwowy reaktora wodnego [AREVA]. Następnie elementy paliwowe montuje się w zestawy paliwowe zwane też kasetami paliwowymi. Zwykle zestaw paliwowy zawiera 200 do 300 elementów paliwowych i około 20 pustych rurek do wprowadzenia prętów regulacyjnych lub awaryjnych bezpieczeństwa. Kasety paliwowe umieszczone w koszu reaktora tworzą jego rdzeń. (Rys. 2.20). Rys Francuski zestaw paliwowy [fot. French Nuclear Newsletter]. 59

60 2.5 Cykle paliwowe reaktorów Na Rys przedstawiono (w sposób uproszczony) cykl paliwowy jądrowego reaktora energetycznego, który obejmuje trzy zasadnicze elementy: 1) Przednią część cyklu paliwowego ( front-end ) omówioną już w pkt powyżej: od wydobycia uranu do wyprodukowania gotowych do załadunku do rdzenia reaktora zestawów paliwowych. Rys Cykl paliwowy jądrowego reaktora energetycznego [EDF] ) Część środkową cyklu: wypalanie paliwa w reaktorze energetycznym, przy wytwarzaniu energii elektrycznej, z którym wiążą się m.in. następujące zagadnienia: a. wieloletnie optymalizacyjne planowanie zapotrzebowania na paliwo jądrowe na podstawie planów produkcji energii elektrycznej; b. zamówienia, transport i składowanie świeżego paliwa na terenie elektrowni; c. planowanie kampanii paliwowych, z optymalizacją załadunku rdzenia na poszczególne kampanie gospodarka paliwem w rdzeniu (in-core fuel management); d. przeładunki paliwa, nadzór kampanii paliwowej, oraz czasowe składowanie wypalonego paliwa jądrowego na terenie elektrowni. 3) Tylną część cyklu paliwowego ( back-end ), na którą składa się: a. transport wypalonego paliwa do zakładu przetwarzania lub głębokiego składowiska geologicznego, b. przetwarzanie wypalonego paliwa, z recyklingiem odzyskanego uranu (kierowanego do konwersji chemicznej i wzbogacania) oraz plutonu (stosowanego do produkcji paliwa uranowo-plutonowego MOX, po zmieszaniu ze zubożonym uranem będącym produktem odpadowym procesu wzbogacania); 13 Odpowiedzialna gospodarka odpadami z produkcji energii jądrowej w EDF. Materiał informacyjny. Luty EDF. 60

61 c. unieszkodliwianie wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych z procesu przetwarzania paliwa wypalonego i ich składowanie Kampanie i cykl paliwowy reaktora Reaktor III generacji jądrowego bloku energetycznego o mocy elektrycznej ok MW e zużywa rocznie mniej niż 20 ton paliwa jądrowego czyli jeden wagon na rok. Dla porównania: w kotle bloku energetycznego elektrowni cieplnej, o tej samej mocy, opalanej węglem kamiennym, trzeba rocznie spalić aż ok. 3 milionów ton węgla ok. 160 wagonów (50-tonowych) średnio dziennie. W reaktorach jądrowych typu zbiornikowego a takimi są reaktory lekkowodne, które najprawdopodobniej będą budowane w Polsce paliwo jądrowe przeładowuje się okresowo, przy reaktorze wyłączonym z pracy (offline), po jego wychłodzeniu, zdemontowaniu pokrywy zbiornika i konstrukcji wewnątrz-zbiornikowych ponad rdzeniem reaktora, a następnie zalanie górnej części szybu reaktora wodą. Przeładunek paliwa prowadzi się za pomocą specjalnej maszyny przeładowczej, Rys Przeładunek paliwa jądrowego [AREVA]. pod kilkumetrową warstwą wody, stanowiącą osłonę przed promieniowaniem. W czasie przeładunku paliwa, trwającego typowo od kilkunastu dni do miesiąca, wykonuje się jednocześnie bieżący remont bloku jądrowego. Okres wypalania paliwa w reaktorze podczas pracy pomiędzy przeładunkami paliwa nosi nazwę kampanii paliwowej. Reaktory generacji III i III+ zostały zaprojektowane tak, że możliwe jest elastyczne planowanie kampanii paliwowych trwających od 12 do 24 miesięcy oraz osiągnięcie średniego wypalenia wyładowywanego z reaktora paliwa jądrowego ok. 60 GW d/t UO 2. W zależności od wzbogacenia, paliwo jądrowe przebywa w reaktorze od 3 do 5 lat. W tym czasie większość rozszczepialnego U-235 ulega wypaleniu (pozostaje jednak ciągle ok. 1%), zaś z przemian jądrowych U-238 i U-235 tworzą się izotopy transuranowców, z których szczególne znaczenia ma pluton (rozszczepialne izotopy Pu-239 i Pu-241). Pod koniec kampanii paliwowej ok. 35% energii powstaje z rozszczepień izotopów plutonu, a ich zawartość w paliwie osiąga ok. 1%. Tworzą się także inne transuranowce, mające duże znaczenie z punktu widzenia przetwarzania paliwa wypalonego i unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych, tzw. rzadkie aktynowce (izotopy neptunu, ameryku i kiuru) 14, gdyż są to długożyciowe izotopy promieniotwórcze. Z rozszczepienia powstają izotopy, w ogromnej większości promieniotwórcze, zwane produktami rozszczepienia (to swoisty popiół z wypalenia paliwa), niektóre z tych izotopów mają długi okres rozpadu promieniotwórczego (długożyciowe produkty rozszczepienia) 15. Podczas przeładunku wyładowuje się zależności od strategii gospodarki paliwem jądrowym 1/3 lub 1/4 najbardziej wypalonych zestawów (kaset) paliwowych, które przebywały w rdzeniu reaktora przez 3 lub kolejne kampanie. Pozostałe kasety odpowiednio przestawia się, tak aby uzyskać układ rdzenia zapewniający spełnienie różnych ograniczeń fizycznych (charakterystyk neutronowo-fizycznych) i cieplno-przepływowych wynikających z wymagań 14 Np.-137; Am-241,242m,243; Cm-243,244, I-129, Tc-99, Sn-126, Cs-135, Zr-93 i Se

62 bezpieczeństwa, a jednocześnie wytworzenie zaplanowanej na okres danej kampanii paliwowej ilości energii elektrycznej, przy jak najniższym koszcie paliwa. Najbardziej typowe dla reaktorów generacji III i III+ są kampanie paliwowe 18-miesięczne, gdzie podczas przeładunku 1/3 najbardziej wypalonych zestawów paliwowych (po 3-ch kampaniach, czyli po ok. 4,5 roku przebywania w reaktorze) wymienia się na paliwo świeże, a pozostałe 2/3 zestawów odpowiednio przestawia się. Obecnie typowo projektuje się załadunki rdzenia z małą ucieczką neutronów. Zaletą takich konfiguracji rdzenia jest możliwość uzyskania wyższych wypaleń paliwa, a jednocześnie ograniczenie napromieniowania neutronami elementów konstrukcyjnych reaktora (zbiornika ciśnieniowego i pewnych konstrukcji wewnątrz-zbiornikowych). Jednakże istotnym ograniczeniem bezpieczeństwa jest stosunkowo wysoka gęstość mocy w środkowych strefach rdzenia reaktora. Optymalne pod względem ekonomicznym zaprojektowanie kolejnych kampanii paliwowych (minimalizacja kosztów paliwa dla określonej ilości energii planowanej do wytworzenia), przy spełnieniu wszystkich wymagań i ograniczeń fizycznych, cieplno-przepływowych oraz materiałowych jest bardzo skomplikowanym i trudnym do rozwiązania zagadnieniem matematycznym. W wyniku obliczeń optymalizacyjnych określa się liczbę potrzebnych świeżych zestawów paliowych poszczególnych typów (wzbogacenie, zawartość tzw. wypalalnych trucizn, paliwo MOX) oraz konfigurację rdzenia dla określonej kampanii paliwowej (miejsca załadunku świeżych zestawów paliwa i sposób przetasowania zestawów częściowo wypalonych). Rdzeń reaktora zawiera kilkaset zestawów paliwowych o różnym wzbogaceniu i wypaleniu, rozmieszczonych w regularnej siatce komórek kwadratowych w reaktorach zachodnich lub sześciokątnych w reaktorach rosyjskich (przy czym także zestawy o tym samym wzbogaceniu mogą mieć różne wypalenia, zależnie od ich położeń w rdzeniu podczas kolejnych kampanii). Rys Typowa konfiguracja pierwszego załadunku rdzenia reaktora EPR [AREVA]. Ze względu na symetrię rdzenia obliczenia wykonuje się jedynie dla odpowiedniego wycinka kątowego w reaktorach zachodnich: 90 (ćwiartka rdzenia), w reaktorach rosyjskich: 60 (1/6 rdzenia). Tym niemniej liczba możliwych permutacji położeń zestawów paliwowych jest ogromna. Jest to niezwykle trudne do rozwiązania dyskretne zagadnienie optymalizacyjne, wymagające zastosowania specjalnych zaawansowanych algorytmów, opartych raczej na stochastycznych metodach optymalizacyjnych (jak: metoda symulowanego wyżarzania, algorytmy genetyczne, metody pseudo-heurystyczne), niż na metodach bardziej klasycznych (jak: programowanie liniowe, kwadratowe lub dynamiczne). Istnieją komercyjne pakiety oprogramowania do optymalizacji gospodarki paliwem jądrowym, w szczególności oparte na metodach stochastycznych. 62

63 Planowanie kampanii paliwowych, z obliczeniami optymalizacyjnymi, musi być prowadzone w sposób kroczący, z wyprzedzeniem czasowym co najmniej 5 lat na podstawie wieloletnich planów produkcji energii elektrycznej. Wyniki tego planowania dostarczają niezbędnych danych do zamówień paliwa jądrowego. W przypadku polskich elektrowni jądrowych nie planuje się wytwarzania paliwa jądrowego w kraju, w dającej się przewidzieć perspektywie czasowej. Należy więc założyć, że kupowane będą gotowe do załadunku do reaktorów zestawy paliwowe, od światowych producentów paliwa jądrowego. Najbardziej oczywistymi i prawdopodobnymi dostawcami paliwa jądrowego są oczywiście dostawcy reaktorów danego typu (standardowo pierwszy załadunek rdzenia jest dostarczany w ramach kontraktu pod klucz na budowę elektrowni jądrowe). Jednakże możliwe jest zamówienie paliwa także u innego dostawcy (jakkolwiek niekiedy może to wiązać się z pewnymi problemami technologicznymi). Dostawę gotowych do załadunku zestawów paliwowych zapewniają wszyscy czołowi światowi dostawcy technologii jądrowych, w tym francuski koncern AREVA oraz amerykańskie firmy: Westinghouse (wchodzący w skład Toshiba Corporation) i General Electric, oraz kanadyjska AECL. Paliwo jądrowe produkuje też brytyjska firma BNFL i rosyjska firma TVEL. W razie potrzeby możliwe jest zgromadzenie zapasu świeżego paliwa w elektrowni jądrowej na wiele lat - ograniczeniem jest tu tylko aktualna pojemność magazynu świeżego paliwa, który w razie potrzeby można rozbudować (Rys. 2.24). Paliwo świeże transportowane jest (transportem wodnym, kolejowym, drogowym) w specjalnych kontenerach, z których każdy zawierająca po 2 (Rys. 2.25) lub 4 zestawy Rys Magazyn świeżego paliwa jądrowego w fińskiej EJ Loviisa. [Imatran Voima Oy: Loviisa Power Plant]. paliwowe. Konstrukcja kontenerów zapewnia im ochronę przed uszkodzeniami mechanicznymi a także podkrytyczność (czyli zabezpiecza przed przypadkowym utworzeniem masy krytycznej) w razie gdyby na skutek wypadku w czasie transportu wpadły one do wody. Również magazyn świeżego paliwa zaprojektowany tak, aby wykluczone było utworzenie masy krytycznej w razie jego zalania wodą. 63

64 Rys Kontener typu ANF-18 do transportu świeżego paliwa do reaktorów PWR załadowany dwiema zestawami paliwowymi. Promieniowanie jonizujące od świeżego paliwa uranowego jest znikomo małe, więc nie są potrzebne osłony przed promieniowaniem. Natomiast paliwo uranowo-plutonowe typu MOX jest o wiele bardziej promieniotwórcze i dlatego musi być ono transportowane i przechowywane w kontenerach osłonowych. Transporty paliwa zarówno świeżego jak i wypalonego podlegają ochronie fizycznej, co jest m.in. wymagane przez międzynarodową Konwencję o Ochronie Fizycznej Materiałów Jądrowych Postępowanie z wypalonym paliwem jądrowym Wyładowywane z reaktora wypalone paliwo umieszczane jest w basenie wypalonego paliwa wypełnionym wodą, znajdującym się w budynku pomocniczym reaktora lub budynku paliwa (przylegających do obudowy bezpieczeństwa reaktora), gdzie pozostaje ono przez co najmniej 3 lata (zwykle do 7-10 lat). Jest ono w tym czasie schładzane, a jego w aktywność kilkakrotnie spada. Stąd paliwo wypalone o ile nie jest poddane procesowi przetwarzania może zostać przeniesione do okresowego przechowalnika (zwykle zlokalizowanego na terenie elektrowni jądrowej) mokrego lub suchego 16, w którym może być magazynowane przez kolejne lat. Następnie wypalone paliwo może zostać przeniesione do składowiska w formacjach geologicznych celem jego długookresowego lub ostatecznego składowania. Wyładowane z reaktora wypalone paliwo jest silnie radioaktywne i wydziela ciepło, które wytwarzane jest na skutek rozpadów promieniotwórczych - głównie produktów rozszczepienia i rzadkich aktynowców (neptun, ameryk i kiur). 16 Np. w kontenerach stalowo-betonowych typu CASTOR (CAsk for Storage and Transport Of Radioactive material). 64

65 Ogromna większość radioaktywności wypalonego paliwa związana jest z rozpadami promieniotwórczymi krótko- i średnio-życiowych produktów rozszczepienia, których większość ulega rozpadowi w ciągu kilku pierwszych lat po wyładunku paliwa z reaktora. Jak widać z wykresu (Rys. 2.26) po ok. 4 latach aktywność produktów rozszczepienia zawartych w wypalonym paliwie zmniejsza się 4-krotnie. Po mniej więcej 10 latach aktywność paliwa związana jest głównie z rozpadami promieniotwórczymi 2-ch izotopów: cezu Cs-137 i strontu Sr-90. Zaś po ok. 300 latach, w przypadku przetworzenia wypalonego paliwa połączonego z recyklingiem transuranowców, aktywność produktów rozszczepienia zmniejsza się 1000-krotnie i odtąd stają się one praktycznie nieszkodliwe [Hannum et al.]. 17 Rys Spadek aktywności produktów rozszczepienia zawartych w 1 t paliwa wypalonego PWR (spent fuel transport transport wypalonego paliwa, spent fuel reprocessing przetwarzanie wypalonego paliwa, vitrification zeszkliwienie odpadów). Izotopy transuranowców (plutonu i rzadkich aktynowców w tym zwłaszcza ameryku), chociaż stanowią one tylko ok. 1% masy wypalonego paliwa, ze względu na swoją długożyciowość (półokresy rozpadu sięgające dziesiątków tysięcy lat) i dużą radiotoksyczność stanowią znaczny problem przy długookresowym składowaniu wypalonego paliwa. Konieczne jest bowiem zapewnienie odbioru ciepła wytwarzanego w związku z rozpadami promieniotwórczymi oraz ich izolacja od środowiska na czas rzędu 10 tys. lat. Z tego względu pluton i inne aktynowce powinny zostać odseparowane od produktów rozszczepienia przeznaczonych do ostatecznego składowania oraz zutylizowane. Najprostszym i najbardziej skutecznym sposobem utylizacji jest ich użycie w reaktorach jako paliwa jądrowego wówczas w procesie rozszczepienia przekształcają się one w produkty rozszczepienia lub w wyniku wychwytu radiacyjnego neutronów 18 i dalszych przemian promieniotwórczych przekształcają się w krótko-życiowe lub stabilne izotopy. 17 William H. Hannum, Gerald E. Marsch and George S. Stanford: Smarter Use of Nuclear Waste. Scientific American. December Pochłonięcie neutronu nie prowadzące do rozszczepienia jądra atomowego lecz do emisji kwantu promieniowania γ. 65

66 Aktywność lekkich odpadów promieniotwórczych (tj. bez plutonu i innych aktynowców), po ok. 100 latach spada znacznie szybciej niż aktywność wypalonego paliwa, i po ok latach osiąga wartość poniżej aktywności rudy uranowej (patrz: wykres poniżej). W tym przypadku przy eliminacji plutonu i rzadkich aktynowców - wymagany okres izolacji odpadów promieniotwórczych od środowiska zostaje zmniejszony do ok. 500 lat (patrz: Rys. 2.27). Rys Wpływ procesu przerobu wypalonego paliwa na radiotoksyczność odpadów powstających w cyklu paliwowym. 19 Wypalone paliwo może zostać poddane przerobowi już po upływie ok. 3 lat od wyładunku z reaktora, jakkolwiek w praktyce obecnie przerób paliwa ma miejsce po upływie od 5 do 25 lat od wyładunku 20. Wczesny przerób paliwa wypalonego jest korzystny ekonomicznie, gdyż skraca się czas trwania cyklu paliwowego (szybszy jest obieg paliwa) jednak wiąże się z dodatkowymi trudnościami powodowanymi przez dużą ilość wytwarzanego ciepła i dużą aktywność paliwa. Z drugiej strony, po dłuższym okresie magazynowania wypalonego paliwa, wytwarza się w nim więcej izotopu ameryku Am-241 (w wyniku rozpadu β izotopu Pu-241, o półokresie 13 lat), który stwarza dodatkowy problem przy manipulacji z paliwem MOX gdyż zwiększa narażenie na promieniowanie gamma. Poniższy schemat (Rys. 2.28) ilustruje przemiany izotopów paliwowych przy wypalaniu standardowego paliwa uranowego w postaci dwutlenku uranu (UO 2 ), o 4% wzbogaceniu w izotop U235, w typowym reaktorze lekkowodnym (LWR) L. Dobrzyński. A. Strupczewski: Energia jądrowa i jej wykorzystanie, Rozdz. 9: Odpady promieniotwórcze 20 Processing of Used Nuclear Fuel for Recycle. Australian Uranium Association Uranium Information Centre. December Plutonium. Nuclear Issues Briefing Paper 18. Australian Uranium Association Uranium Information Centre. March

67 Rys Schemat przemian izotopów paliwowych przy wypalaniu paliwa uranowego w reaktorze PWR. Jak widać z tego schematu w wypalonym paliwie jądrowym pozostaje ok. 93% U-238, 1% U-235 (więcej niż w uranie naturalnym), 1% Pu (z tego ok. 65% stanowią izotopy rozszczepialne: Pu-239 i Pu-241), zaś ok. 5% to produkty rozszczepienia (fission products). W paliwie wypalonym powstaje ok. 200 różnych produktów rozszczepienia, w istocie tylko one są popiołem powstałym w wyniku wypalania paliwa jądrowego. Wśród produktów rozszczepienia ok. 2,9% stanowią izotopy stabilne; 0,3% cez i stront; 0,1% jod i technet; a 0,1% długo-życiowe produkty rozszczepienia. Natomiast zawartość rzadkich aktynowców wynosi ok. 0,1%. Wypalone paliwo corocznie wyładowywane z typowego dużego reaktora LWR, o mocy rzędu 1000 MW e (w ilości t), zawiera więc po ok. 300 kg U-235 i plutonu. Izotopy rozszczepialne, a także paliworodny 22 U-238, mogą być odzyskane z procesie przerobu i ponownie zastosowane w reaktorach energetycznych (recykling uranu i plutonu). Potencjał energetyczny materiałów paliwowych przy jednokrotnym użyciu paliwa w reaktorze termicznym czyli w otwartym cyklu paliwowym (bez przerobu wypalonego paliwa jądrowego) wykorzystywany jest w bardzo małym stopniu. Tak więc cykl paliwowy uranowoplutonowy typu otwartego charakteryzuje się stosunkowo niskim, szacowanym na 0,6% wykorzystaniem wydobytego uranu, zaś potencjał energetyczny paliwa jądrowego wykorzystywany jest w zaledwie ok. 5% [Hannum et al.]. Zamknięcie cyklu paliwowego - ogólnie rzecz biorąc - polega na zawracaniu części produktów cyklu pierwotnego do ponownego zastosowania poprzez ich wyizolowanie drogą chemiczną z wypalonych kaset paliwowych, przerób do postaci mieszaniny tlenków plutonu i uranu (paliwo MOX), a następnie ponowne ich wykorzystanie do wytworzenia świeżych zestawów paliwowych. Przetworzenie wypalonego paliwa, z recyklingiem uranu i plutonu w szczególności do wytworzenia paliwa MOX, pozwala zwiększyć wykorzystanie potencjału energetycznego paliwa i zaoszczędzić ok. 30% świeżego uranu. 22 U238 jest tzw. materiałem paliworodnym, ponieważ można z niego wytworzyć rozszczepialne izotopy plutonu. 67

68 Zamknięcie cyklu paliwowego znacząco zwiększa efektywność wykorzystania uranu pierwotnego, a co za tym idzie wydłuża znacznie okres wystarczalności dostępnych zasobów materiałów jądrowych (rozszczepialnych i paliworodnych). Wypalone paliwo jądrowe nie powinno być więc traktowane jako jedynie uciążliwy i niebezpieczny odpad, lecz jako potencjalne źródło materiałów rozszczepialnych dla przyszłego pokolenia energetycznych reaktorów jądrowych. Dlatego sposób jego przechowywania powinien być taki, aby możliwe było jego wydobycie ze składowiska i przerób. Przetwarzanie paliwa umożliwia także znaczne zredukowanie objętości odpadów wysoko-aktywnych. Wg. danych francuskiego koncernu AREVA 23 objętość odpadów wysoko-aktywnych może być zmniejszona nawet 4-5 krotnie, a radiotoksyczność izotopów długo-życiowych ok. 10-krotnie (co oznacza radykalne skrócenie wymaganego czasu izolacji odpadów promieniotwórczych od biosfery). Paliwo MOX jest niestety droższe od paliwa uranowego. Wg. informacji koncernu AREVA przy uwzględnieniu oszczędności świeżego uranu koszty paliwa MOX (0,177 c/kwh) są jednak tylko o ok. 5% wyższe niż koszty standardowego paliwa uranowego (0,168 c/kwh). W miarę wzrostu cen koncentratu uranowego przetwarzanie paliwa wypalonego stanie się bardziej opłacalne. Oczywiście należy mieć na uwadze, że tak niewysokie koszty paliwa MOX wytwarzanego we Francji wynikają z faktu, że kraj ten posiada zakłady przetwarzania materiałów jądrowych, konsekwentnie rozwijane od lat 50-tych XX wieku. Więcej o zamkniętych cyklach paliwowych piszemy dalej w pkt AREVA: Business & Strategy overview. December

69 2.6 Przetwarzanie wypalonego paliwa jądrowego i recyklizacja materiałów jądrowych Obecnie dostępna komercyjna technologia przerobu wypalonego paliwa Do odzysku uranu i plutonu z wypalonego paliwa dobrze nadaje się metoda hydrometalurgiczna (mokra) zwana w skrócie PUREX (Plutonium URanium EXtraction process) - Rys Technologia ta została opracowana w ramach Projektu Manhattan w roku Jest to metoda dobrze sprawdzona i obecnie stosowana we wszystkich komercyjnych zakładach przerobu wypalonego paliwa. Paliwo w pierwszym etapie ulega rozdrobnieniu mechanicznemu. W trakcie tego procesu następuje uwolnienie gazów znajdujących się w przestrzeni pod koszulką elementu paliwowego. Rys Metoda PUREX w schemacie blokowym. W drugim etapie rozpuszcza się je w stężonym wrzącym kwasie azotowym uzyskując roztwór azotanów: izotopów uranu i plutonu, aktynowców i produktów rozszczepienia. W czasie tego etapu uwalniane są gazy uwięzione w pastylkach paliwowych. 69

70 W trzecim etapie do uzyskanego wcześniej roztworu dodaje się fosforan trój-butylowy (TBP) i naftę oraz dokonuje ekstrakcji. W wyniku niej następuje przejście (związanie się) U i Pu z fazą organiczną, a pozostałych produktów z fazą wodną. I-sza separacja - produktów rozszczepienia (wraz z aktynowcami) od uranu i plutonu jest możliwa wskutek różnych ciężarów właściwych. W procesie technologicznym PUREX pozostała po ekstrakcji plutonu i uranu ciecz (boczna gałąź po I separacji), która zawiera ok. 3% materiału wypalonego paliwa (produkty rozczepienia i rzadkie aktynowce), jest wysoce radioaktywna i podlega procesowi przerobu jako odpad radioaktywny. W tym procesie odzyskuje się kwas azotowy. Ewentualnie odseparowane rzadkie aktynowce mogą zostać unieszkodliwione w procesach transmutacji jądrowej, w układach podkrytycznych. Uran i pluton w postaci azotanów przechodzi natomiast do następnego etapu w głównym ciągu technologicznym. W czwartym etapie następuje II-ga separacja - uranu od plutonu. Aby oddzielić pluton od uranu redukuje się Pu (IV) do Pu (III) wykorzystując związki żelaza (Fe 2+ ). W wyniku tego procesu Pu (III) przechodzi do roztworu wodnego, a U (VI) pozostaje w fazie organicznej. Związki te (U i Pu) są następnie konwertowane do tlenków UO 3 i PuO 2. Trójtlenek uranu zostaje przekształcony w gazowy sześciofluorek uranu (UF 6 ), który trafia do zakładów wzbogacania. Natomiast pluton przekształcony w dwutlenek plutonu (PuO 2 ), mający postać proszku służy do sporządzenia mieszanego paliwa tlenkowego MOX (Mixed OXides, UO 2 +PuO 2 ). Paliwo MOX stanowi mieszaninę tlenków uranu i plutonu (UO 2 i PuO 2 ), przygotowaną do eksploatacji w postaci standardowych kaset paliwowych. Do sporządzenia paliwa MOX wykorzystuje się uran zubożony (będący produktem odpadowym procesu wzbogacania) daje to ten sam efekt energetyczny, przy zmniejszonych kosztach. Paliwo MOX zawierające 7-9% plutonu zmieszanego ze zubożonym uranem, odpowiada paliwu uranowemu o wzbogaceniu 4,5% (przy założeniu, że 2/3 plutonu stanowią izotopy rozszczepialne). Aktualnie w Europie Zachodniej około 20 bloków pracuje w systemie częściowego cyklu zamkniętego przy załadunku paliwem MOX w jednej trzeciej całości paliwa (z możliwością zwiększenia proporcji do 50%), zaś w Japonii zakłada się do końca 2010 roku wdrożyć paliwo MOX w jednej trzeciej reaktorów (system mieszany) oraz zatwierdzono wdrożenie bloku opartego na paliwie MOX w 100%. Zgodnie z wymaganiami dokumentu EUR, reaktory lekkowodne III. generacji muszą być przystosowane do stosowania co najmniej 50% załadunku rdzenia zestawami paliwowymi MOX. W szczególności, reaktor EPR jest przystosowany do pracy ze 100% załadunkiem paliwa MOX. W kontekście zamykania cyklu paliwowego poprzez odzysk plutonu i uranu z wypalonego paliwa należy uznać obecnie funkcjonujące baseny przechowywania wypalonego paliwa za dodatkowe ważne źródło paliwa w przyszłości. Do produkcji paliwa MOX może być również użyty pluton pozyskiwany z demilitaryzacji światowych zapasów broni nuklearnej. 70

71 2.6.2 Przyszłe zaawansowane zamknięte cykle paliwowe reaktorów IV. generacji Przewiduje się, że najpóźniej około 2050 r. powinny zostać na dużą skalę wprowadzone jądrowe bloki energetyczne z reaktorami IV generacji, o zaawansowanych zamkniętych cyklach paliwowych, z wielokrotnym recyklingiem uranu i plutonu. Wypalone paliwo z obecnie eksploatowanych reaktorów (głównie lekkowodnych LWR), może być przetworzone co najmniej jednokrotnie, z wytworzeniem paliwa MOX. Następnie wypalone paliwo MOX można magazynować w odwracalnych przechowalnikach (reversible geological disposal), z których można będzie je odzyskać celem wyodrębnienia plutonu. Pluton ten może zostać efektywnie wypalony w reaktorach prędkich, przy zastosowaniu wielokrotnego recyklingu paliwa w cyklu uranowo-plutonowym. Ok. 50 lat eksploatacji reaktora LWR pozwala zgromadzić zasób wypalonego paliwa wystarczający do uruchomienia reaktora prędkiego, pracującego przy zamkniętym cyku paliwowym. Uproszczony zamknięty symbiotyczny cykl paliwowy (uranowo-plutonowy) reaktorów termicznych i prędkich z wykorzystaniem materiałów paliwowych odzyskanych z przerobu paliwa wypalonego w reaktorach termicznych, oraz wypalaniem uranu i plutonu oraz powielaniem paliwa w reaktorze prędkim pokazano na Rys Cykl taki pozwala wykorzystać do 99% potencjału energetycznego paliwa wypalonego w reaktorach termicznych oraz uranu naturalnego. Można przy tym też ławo pozbyć się rzadkich aktynowców, wypalając je w reaktorze prędkim (uzyskując przy tym znaczne ilości energii). Zaawansowane zamknięte cykle paliwowe pozwolą też na separację i wypalanie w reaktorach prędkich tzw. Rys Symbiotyczny cykl paliwowy uranowoplutonowy [Z. Celiński, A. Strupczewski: Podstawy energetyki jądrowej ]. rzadkich aktynowców, długo-życiowych izotopów neptunu (Np.), ameryku (Am) i kiuru (Cm), które wytwarzane są w paliwie jądrowym podczas procesu jego wypalania w reaktorach termicznych. Dzięki temu można będzie wykorzystać potencjał energetyczny rzadkich aktynowców i wyeliminować je z wypalonego paliwa jądrowego. Aktynowce można także przekształcić w rozszczepialne izotopy plutonu (Pu-239, Pu-241) w procesach transmutacji, które można zrealizować w tzw. zestawach podkrytycznych. Oprócz wytwarzania energii elektrycznej, reaktory generacji III+ i IV, mogą być wykorzystane jako źródło energii w przemysłowych procesach fizyko-chemicznych, takich jak: Wytwarzanie nośników energii alternatywnych do produktów naftowych: wodoru i paliw węglowodorowych także silnikowych (w tym z węgla i biomasy); Innych procesach wymagających dużej ilości ciepła i/lub energii elektrycznej, takich jak odsalanie wody morskiej. Potrzeba opracowania i wprowadzenia reaktorów IV generacji wynika nie tylko z dążenia do uzyskania jeszcze lepszych charakterystyk techniczno-ekonomicznych, celem zapewnienia ich ekonomicznej konkurencyjności z innymi źródłami wywarzania energii elektrycznej oraz 71

72 zastosowania w przemysłowych procesach fizyko-chemicznych, ale przede wszystkim z konieczności zapewnienia trwałego rozwoju energetyki jądrowej opartej na reakcji rozszczepienia, przez znacznie lepsze wykorzystanie potencjału energetycznego materiałów paliwowych wobec jednak ograniczonych zasobów uranu. Wśród reaktorów IV generacji (Rys. 2.31) dominujące znaczenie będą miały reaktory wykorzystujące pluton i powielające paliwo (w cyklach urano-plutonowym i torowouranowym), przede wszystkim reaktory prędkie. Duże znaczenie będą miały nadal także reaktory termiczne, w tym wysokotemperaturowe (generacji III+) i bardzo wysokotemperaturowe (IV generacji) zwłaszcza, że powielanie paliwa w cyklu torowouranowym możliwe jest także w reaktorach termicznych moderowanych grafitem, a także ciężkowodnych. Kopalnia uranu Reaktory termiczne Nowe paliwo Wzbogacanie i wytwarzanie Reaktor prędki Paliwo z recyklingu Park elektrowni jądrowych Wypalone zestawy paliwowe Uran Oczyszczanie Nowe zestawy paliwowe Pręt paliwowy Uran Cięcie Rozpuszczalnik organiczny Produkcja paliwa Rozpuszczalnik Separacja na wirówkach Materiał koszulek Pluton, produkty rozszczepienia i aktynowce Separacja aktynowców Produkty rozszczepienia i śladowe aktynowce Pojemniki odpadów Osłonowy obiekt centralny Składowisko Rys Schemat zamkniętego cyklu paliwowego dla układu reaktorów IV generacji [GIF]. Reaktory IV generacji mają charakteryzować się bardzo wysokim bezpieczeństwem i niezawodnością pracy. 72

73 Przyszły model energetyki jądrowej zakłada koegzystencję (z efektem synergii) reaktorów IV generacji (prędkich i termicznych) z reaktorami generacji III i III+ (termicznymi: przeważnie lekkowodnymi). Na świecie prowadzi się obecnie prace badawczo-rozwojowe nad następującymi 6 typami reaktorów IV. generacji i ich cyklami paliwowymi [GIF] 24 : 1. Reaktor prędki chłodzony gazem helem (gas-cooled fast reactor GFR). 2. Reaktor prędki chłodzony ołowiem (lead-cooled fast reactor LFR). 3. Reaktor prędki chłodzony sodem (sodium-cooled fast reactor SFR). 4. Reaktor homogeniczny ze stopionymi solami spektrum energii neutronów od epitermicznych do termicznych (molten salt reactor MSR). 5. Reaktor lekkowodny na parametry nadkrytyczne na neutrony termiczne lub prędkie (super-critical-water-cooled reactor SCWR). 6. Reaktor bardzo wysokotemperaturowy termiczny, moderowany grafitem i chłodzony helem (very-high-temperature reactor VHTR). W tym przypadku odpowiednią metodą przerobu wypalonego paliwa, a zwłaszcza głębokowypalonego i po niedługim okresie jego schładzania, jest metoda pirometalurgiczna (PYRO) piroprzetwarzanie (pyroprocessing) 25. Metoda ta pozwala wyodrębnić z wypalonego paliwa wszystkie transuranowce, włącznie z plutonem. Jej nazwa wywodzi się od wysokich temperatur, jakim poddawane są metale podczas tej procedury. Jest to dość złożony proces technologiczny składający się z wielu faz. Zasadniczą fazą jest elektroliza przy użyciu prądu elektrycznego na przewodzącej metalowej elektrodzie, z kąpieli chemicznej (sole rozpuszczonego paliwa), wyłapywane są jony metali. Gdy na elektrodzie zostanie zgromadzona odpowiednia ilość transuranowców, jest ona wymieniana. Następnie z wyjętej elektrody zbierane są zgromadzone na niej transuranowce, topione i formowane. Zawartość formy (mieszanina transuranowców) przetwarza się na paliwo do prędkiego reaktora powielającego. Gdy poddawane procesowi elektrolizy sole rozpuszczonego paliwa zostają nasycone produktami rozszczepienia, roztwór jest oczyszczany, a wyodrębnione produkty rozszczepienia przygotowywane są do ostatecznego składowania. W ten sposób, w odróżnieniu od obecnie powszechnie stosowanej metody PUREX, metodą PYRO wyodrębnia się jednocześnie wszystkie transuranowce (z plutonem), wraz ze znaczącą pozostałością uranu i produktów rozszczepienia. Tylko niewielka część transuranowców pozostaje w odpadach pozostałych po całym opisanym wyżej procesie, co radykalnie zmniejsza czas konieczny do ich izolacji. Metoda ta pozwala też wyodrębnić długo-życiowe izotopy jodu i technetu, które mogą zostać następnie unieszkodliwione w procesach transmutacji jądrowej. Procesy przetwarzania PYRO na razie nie są jeszcze w pełni gotowe do komercyjnego stosowania na skalę przemysłową. Są one dopracowywane w ramach prac badawczorozwojowych związanych z zaawansowanymi zamkniętymi cyklami paliwowymi reaktorów IV generacji, prowadzonych w USA, krajach UE i Rosji. 24 A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. GIF Issued by the U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum. December William H. Hannum, Gerald E. Marsch and George S. Stanford: Smarter Use of Nuclear Waste. Scientific American. December

74 Zastosowanie takich zawansowanych zamkniętych cykli paliwowych i reaktorów mnożących IV generacji, tworzących synergię z reaktorami termicznymi, umożliwi uzyskanie ok. 100-krotnie większej ilości energii z tej samej ilości użytego uranu 26, w porównaniu z energią uzyskiwaną z paliwa uranowego przy jego jednokrotnym użyciu ( once-through cycle) w reaktorach lekkowodnych LWR 27. W efekcie uzyska się wystarczalność zasobów materiałów paliwowych (rozszczepialnych i paliworodnych) na czas liczony w wielu tysiącach lat patrz dane wg. raportu MAEA 28 zamieszczone w Tabeli 2.3. zaczerpniętej ze strony Tab Okres w latach na jaki wystarczy uranu przy obecnej mocy elektrowni jądrowych z uwzględnieniem różnych zasobów i technologii cyklu paliwowego. Kategoria zasobów* Zidentyfikowane Wszystkie konwencjonalne Reaktory LWR/ Obecny cykl otwarty Prędkie reaktory powielające, recykling Pu Prędkie reaktory powielające recykling uranu i aktynowców / cykl zamknięty Konwencjonalne i niekonwencjonalne, w tym fosforany ** * Źródła, które mają udokumentowaną historię wydobywania uranu jako produktu lub współ-produktu lub zaliczane są do źródeł konwencjonalnych. Źródła o bardzo niskiej zawartości uranu w rudzie lub te, w których uran jest tylko produktem ubocznym, klasyfikowane są jako źródła niekonwencjonalne. Zidentyfikowane rezerwy oznaczają znane handlowe ilości uranu, które można zyskać przy obecnie stosowanej technologii i po określonej cenie. Ponadto istnieją oceny dodatkowych lub perspektywicznych rezerw stanowiących przedłużenie złóż udokumentowanych lub nowe złoża, których oczekuje się w oparciu o dobrze określone dane geologiczne. Ocena ich ilości jest obarczona większą niepewnością. ** Uwaga: okres 300 lat jest dłuższy od podanego w rezolucji Parlamentu Europejskiego, bo tabela powyższa opiera się na danych z końca 2008 roku, a uchwała PE była podjęta o rok wcześniej. Jest to dobra ilustracja tempa w jakim przybywa znanych złóż uranu dzięki wzmożonej eksploracji. 26 Teoretycznie możliwe jest uzyskanie ok. 150-krotnie większej ilości energii [Mixed Oxide Fuel (MOX). Nuclear Issues Briefing Paper 42. Australian Uranium Association Uranium Information Centre. November 2006]. 27 The Sustainable Nuclear Energy Technology Platform. A vision report. EUR European Commission. Directorate-General for Research. Euratom IAEA: Climate change and nuclear power 2008, Vienna, International Atomic Energy Agency, p

75 2.7 Odpady promieniotwórcze energetyki jądrowej Wysoko aktywne odpady promieniotwórcze z elektrowni jądrowej to głównie wypalone paliwo jądrowe w którym zawarte jest ok. 99% całkowitej aktywności odpadów, lub odpady z przerobu paliwa. Pozostałe ok. 1% aktywności zawarte jest w odpadach średnio i nisko aktywnych, należą do nich np.: wkłady filtracyjne z układów oczyszczania skażonych mediów technologicznych i powietrza, ścieki z dekontaminacji urządzeń i pomieszczeń oraz pryszniców i z pralni odzieży ochronnej, zużyta odzież ochronna oraz niektóre wycofane z eksploatacji urządzenia. Odpady średnio i nisko aktywne przechowywane są podobnie jak odpady z medycyny i przemysłu, gdyż istotnie się od siebie nie różnią. Problemem technicznym i ekonomicznym jest głównie wypalone paliwo, które zawiera w sobie wysoko aktywne i długożyciowe izotopy promieniotwórcze. Ponadto, przy demontażu elektrowni jądrowej konieczne jest zabezpieczenie części urządzeń i materiałów, które stanowią odpady promieniotwórcze. Czas potrzebny na obniżenie aktywności odpadów promieniotwórczych zawartych w wypalonym paliwie zależy od tego, czy zastosujemy recykling, czyli separację materiałów rozszczepialnych i powtórne ich użycie jako paliwa w reaktorze. Rys Ilustracja klasyfikacji odpadów promieniotwórczych z określeniem sposobu ich składowania wg. MAEA. 29 Odpady promieniotwórcze z elektrowni jądrowej zajmują mają stosunkowo niewielką objętość, co bardzo ułatwia ich staranne zabezpieczenie. Jądrowy blok energetyczny o mocy elektrycznej 1000 MW e zużywa rocznie ok. 20 t uranu (w postaci UO 2 ) lub mniej, wytwarzając odpady promieniotwórcze o łącznej objętości ok. 180 m 3, w tym: ok. 3 m 3 odpadów wysokoaktywnych - po przetworzeniu wypalonego paliwa (lub wypalone paliwo bez przetworzenia - ok. 13 m 3 ), ok m 3 odpadów średnioaktywnych, reszta to odpady niskoaktywne: m Rysunek zaczerpnięty z wykładu Janusza Włodarskiego: Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych perspektywy dla EJ. II Szkoła Energetyki Jądrowej. Warszawa,

76 Właściwe postępowanie z odpadami promieniotwórczymi może skutecznie zabezpieczyć człowieka i środowisko przed szkodliwym wpływem emitowanego przez nie promieniowania jonizującego. Dlatego też podczas unieszkodliwiania i składowania odpadów obowiązują określone zasady: minimalizowanie ilości powstających odpadów; odpowiednie segregowanie (oddzielnie ciekłe, oddzielnie nadające się do rozdrobnienia, prasowania, spalania itd.); zmniejszanie objętości (prasowanie, odparowanie, itp.); zestalanie i pakowanie w taki sposób, aby były chemicznie i fizycznie stabilne; składowanie odpadów w miejscach o właściwej strukturze geologicznej oraz stosowanie wszystkich możliwych technologii i barier, które skutecznie izolują odpady od człowieka i środowiska [Włodarski] 30. Odpady promieniotwórcze składuje w zależności od ich aktywności i okresu półrozpadu promieniotwórczego w składowiskach powierzchniowych (niskoaktywne i krótkożyciowe), oraz podziemnych (średnio i wysokoaktywne) na różnych głębokościach (patrz: Rys. 2.33). Rys Schemat podziemnego składowania odpadów promieniotwórczych [Erich Übelacker: Energia atomowa ]. 30 Janusz Włodarski: Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych perspektywy dla EJ. II Szkoła Energetyki Jądrowej. Warszawa,

77 Koszty unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych w niewielkim stopniu wpływają na cenę energii elektrycznej z elektrowni jądrowych, gdyż stanowią one zaledwie ok. 1% łącznych kosztów wytwarzania energii wynika to w szczególności z analiz ekonomicznych wykonanych przez amerykański Massachusetts Institute of Technology (MIT ) Odpady wysokoaktywne Jak już opisano powyżej w pkt 2.6, współczesne podejście do cyklu paliwowego sprawia, że wypalone paliwo coraz częściej nie jest traktowane, jako kłopotliwy wysokoaktywny odpad, lecz jako cenny surowiec do przerobu i recyklingu materiałów paliwowych. Zapewnia to wielokrotnie większe wykorzystanie energii zawartej w materiałach rozszczepialnych, a jednocześnie zdecydowanie zmniejsza problemy związane z unieszkodliwianiem odpadów promieniotwórczych. Zawarty w paliwie wypalonym pluton ma bardzo długi okres połowicznego rozpadu, co oznacza, że odpady zawierające pluton i rzadkie aktynowce trzeba przechowywać przez dziesiątki tysięcy lat. Dlatego kraje stosujące otwarty cykl paliwowy, w którym wypalone paliwo usuwa się do podziemnego składowiska odpadów radioaktywnych zmuszone były do opracowania metod składowania odpadów zapewniających ich oddzielenie od środowiska przez bardzo długi czas. Zadanie to zostało z powodzeniem rozwiązane w szeregu krajów. Bezpośrednie promieniowanie z odpadów promieniotwórczych nie stwarza żadnego zagrożenia, bo już kilkumetrowa warstwa ziemi wystarcza, by promieniowanie to nie wydostało się na powierzchnię. A przecież odpady składuje nie kilka, ale kilkaset metrów pod ziemią. Dlatego jedynym zagrożeniem jest możliwość, że odpady zostaną wymyte przez wodę, rozpuszczone i wraz z wodą popłyną na powierzchnię, gdzie mogą zostać spożyte przez ludzi i spowodować zagrożenie radiologiczne. Aby przed tym się uchronić, przy składowaniu wypalonego paliwa stosuje się system wielu kolejnych barier fizycznych, zapobiegających rozprzestrzenianiu się substancji promieniotwórczych oraz pochłaniających promieniowanie. Na ten system barier składają się: Tworzenie trudno rozpuszczalnych związków chemicznych (koncentratów) wiążących izotopy promieniotwórcze. Materiał wiążący (spoiwo), który służy do zestalania odpadów, co przeciwdziała rozsypaniu, rozproszeniu, rozpyleniu i wymywaniu substancji promieniotwórczych. Spoiwem może być beton (działa jednocześnie, jako osłona biologiczna), asfalt, polimery organiczne i masy ceramiczne. Opakowanie odpadów, zabezpieczające je przed uszkodzeniami mechanicznymi, działaniem czynników atmosferycznych i kontaktem z wodą. Stałe lub zestalone odpady zamykane są na ogół w pojemnikach metalowych lub betonowych i w tej postaci są przewożone, magazynowane i składowane. Betonowa konstrukcja składowiska, która stanowi dodatkowe zabezpieczenie odpadów przed działaniem czynników atmosferycznych, zapobiega korozji opakowań oraz migracji substancji promieniotwórczych z miejsca ich składowania. Struktura geologiczna terenu. Ta bariera decyduje o wyborze miejsca na lokalizację składowiska. Teren składowiska musi być m.in. asejsmiczny, niezatapialny (np. w czasie powodzi) mało przydatny gospodarczo i oddalony od skupisk ludzkich. Odpowiednie warunki geologiczne i hydrogeologiczne mają zapobiegać rozprzestrzenianiu się radionuklidów w glebie i przenikaniu ich do wód gruntowych i powierzchniowych. 31 Yangbo Du and John E. Parsons: Update on the Cost of Nuclear Power. May MIT Center for Energy and Environmental Policy Research (CEEPR). 77

78 Impregnująca warstwa bitumiczna pokrywająca wierzchnią warstwę betonu, która ogranicza m.in. migrację wody, spowalnia korozję opakowań oraz wymywanie substancji promieniotwórczych. Skuteczność systemu barier związana jest z ich wielostopniowością, zabezpieczającą odpady przed rozsypaniem, rozproszeniem, rozpyleniem i wymywaniem substancji promieniotwórczych. Z tego też względu stopień narażenia środowiska na ujemne skutki promieniowania jonizującego, pochodzącego od składowanych odpadów, jest bardzo niewielki, nawet przy założeniu najbardziej pesymistycznych scenariuszy wydarzeń. Systemy barier stosowane na świecie są różne w zależności od warunków geologicznych lokalizacji składowiska, ale mają szereg wspólnych cech. Poniżej pokazano przykładowy system kolejnych barier: zeszklony materiał wiążący materiał radioaktywny, miedziany pojemnik na paliwo, elastyczna glina bentonitowa otaczająca pojemnik, oraz skała (stabilna formacja geologiczna). Jeśli zawiedzie jedna bariera, inne przejmują jej rolę. Rys Układ barier zabezpieczających wypalone paliwo przy składowaniu pod ziemią [Andrzej Strupczewski] 32. Przede wszystkim stopione paliwo jest zalewane szkłem o wysokiej odporności na wymywanie. Odporność takiego zeszklonego materiału liczona jest na dziesiątki tysięcy lat. Zeszklone paliwo otoczone jest pierwszą barierą, którą stanowi pojemnik miedziany. Jego zadaniem jest odizolowanie paliwa od środowiska. Jak długo pojemnik pozostaje szczelny, nie może wystąpić żadna ucieczka radioaktywności. Największe zagrożenie dla całości pojemnika stanowi korozja (powodowana głównie przez tlen i związki siarki rozpuszczone w wodzie podziemnej), a także ruchy skały, mogące spowodować przełamania pojemnika. Miedź jest materiałem, który bardzo dobrze wytrzymuje działanie agresywnych substancji w wodzie podziemnej. Wkładki żeliwne pozwalają pojemnikowi przetrzymać bardzo duże obciążenia mechaniczne. Pojemnik otoczony jest warstwą gliny bentonitowej zwanej buforem, ponieważ chroni ona pojemnik przed małymi ruchami w warstwie skalnej i utrzymuje go na miejscu. Bufor ma dwie dodatkowe funkcje. Bentonit pochłania wodę i powiększa przy tym swą objętość, co praktycznie wyklucza przedostanie się wody gruntowej przez warstwę gliny i dotarcie do 32 Rysunek zaczerpnięty z opracowania Andrzeja Strupczewskiego: Zapewnienie unieszkodliwiania odpadów radioaktywnych. III Szkoła Energetyki Jądrowej. Gdańsk, Instytut Energii Atomowej POLATOM. Październik

79 pojemnika. Jednocześnie bentonit działa jako filtr. Radionuklidy przywierają do powierzchni cząstek gliny. W bardzo małoprawdopodobnym przypadku uszkodzenia pojemnika, ogromna większość radionuklidów pozostanie w pojemniku. Większość tych, które wyciekną, zostanie wychwycona w bentonicie. W ten sposób znakomicie opóźniamy transport radionuklidów na powierzchnię, co zapewnia dalszy naturalny rozpad radioaktywny i redukcję ich aktywności. Skała, w której umieszczamy składowisko, gra istotną rolę w opóźnieniu transportu radionuklidów. Głównym jej zadaniem jest ochrona pojemnika i bufora przed uszkodzeniem mechanicznym i zapewnienie stabilnego środowiska chemicznego. Ważne jest by w wodzie podziemnej nie było rozpuszczonego tlenu, który mógłby spowodować korozję pojemnika. Ponadto, mała szybkość przepływu wody w skale stanowi zaletę dla utrzymania integralności wszystkich barier. Opracowano pojemniki do przechowywania paliwa dla jak też projekty składowisk, w krajach takich jak: Szwajcaria, Finlandia, Szwecja, USA i Francja. Badania skał podziemnych w tych krajach przeprowadzono pomyślnie. Wszędzie okazywało się, że techniczne problemy są już rozwiązane i wybrane lokalizacje oferują dobre warunki do zapewnienia izolacji odpadów przez tysiące lat. Według zgodnej opinii geologów, procesy wymywania odpadów są bardzo powolne, i nawet gdyby były one pozbawione pojemników i witryfikacji, to i tak nie wydostałyby się z głębokości 500 m na powierzchnię ziemi wcześniej niż za tysięcy lat. W Finlandii rozpoczęto budowę głębokiego składowiska w Onkalo, ma ono zostać oddane do eksploatacji w 2020 r Odpady średnio i niskoaktywne Rys Schemat składowiska głębokiego w Onkalo w Finlandii [NEA OECD]. Przechowywanie odpadów o średniej i niskiej aktywności prowadzi się we wszystkich krajach, w których radionuklidy wykorzystywane są do diagnozowania i leczenia ludzi w medycynie, a także do zastosowań przemysłowych. Takie składowiska działają w całej Unii Europejskiej, również i w Polsce (w Różanie n/narwią). Wprowadzenie energetyki jądrowej oznacza tylko powiększenie skali działań, a nie zasadnicze zmiany jakościowe w stosowanych wszędzie i bardzo skutecznych metodach unieszkodliwianie odpadów. 33 OECD/Nuclear Energy Agency, Committee On Radioactive Waste Management (RWMC) Radioactive Waste Management In Finland

80 Rys Odpady niskoaktywne [Erich Übelacker: Energia atomowa ]. Średnio i niskoaktywne odpady promieniotwórcze składuje się w składowiskach powierzchniowych (niskoaktywne i krótkożyciowe) lub podziemnych średniogłębokich (średnioaktywne) w stabilnych formacjach geologicznych: wysadach solnych, skałach iłowych lub skałach magmowych. Szczególnie dobrze nadają się do budowy składowisk pokłady solne, sól jest bowiem absolutnie szczelna, więc żadne substancje promieniotwórcze nie mogą przedostać się do środowiska w szczególności do wód gruntowych. Przed ekspedycją do składowiska odpady muszą zostać odpowiednio przetworzone i kondycjonowane aby spełniały określone warunki, gwarantujące bezpieczeństwo radiologiczne przy ich transporcie i składowaniu. Warunki te zgodne wymaganiami MAEA określone są w odpowiednich przepisach polskich 34. Metody przetwarzania odpadów promieniotwórczych zależą od ich postaci fizycznej i składu chemicznego, w szczególności stosuje się następujące [Włodarski]: Odpady ciekłe: oczyszczanie metodami z zastosowaniem sorbentów nieorganicznych, zatężenie na wyparce, membrany filtry jonitowe, zestalanie (cement, asfalt, tworzywa sztuczne), zeszkliwianie Odpady stałe: fragmentacja, prasowanie, utrwalanie (cement, tworzywa sztuczne). Odpady biologiczne: utrwalanie w żywicach mocznikowo formaldehydowych. Rys Bariery ochronne przy składowaniu odpadów promieniotwórczych [ZUOP Świerk]. 1. chemiczna, 2. fizyczna, 3. I inżynierska, 4. II inżynierska, 5. naturalna. W Polsce problem unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych powstał w 1958 r., z chwilą uruchomienia w Świerku pierwszego badawczego reaktora jądrowego EWA i rozpoczęcia produkcji sztucznych izotopów promieniotwórczych dla nauki, medycyny i przemysłu. Już w roku 1961 po odpowiednich przygotowaniach inżynieryjno-technicznych oddano do eksploatacji w miejscowości Różan nad Narwią składowisko odpadów promieniotwórczych, pracujące z powodzeniem do dzisiaj. 34 Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 3 grudnia 2002 r. w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego (Dz. U. z 2002 r. Nr 230, poz. 1925). 80

81 Na składowisko to przeznaczono dawny fort wojskowy z lat , posiadający grube (1,2-1,5 m) ściany i stropy betonowe, które zapewniają pełną osłonność biologiczną ulokowanym w nich odpadom. Wody gruntowe znajdują się pod warstwą gliny o bardzo małej przepuszczalności i warstwą gleby o właściwościach sorpcyjnych na głębokości kilkunastu metrów poniżej składowiska. Skład podłoża przeciwdziała skutecznie migracji odpadów, które mogłyby na skutek nieszczęśliwych wydarzeń przeniknąć do gleby. Rys Krajowe składowisko odpadów promieniotwórczych (KSOP) w Różanie. Chociaż odpady promieniotwórcze składuje się w Różanie już przez pół wieku, nie stwierdzono wśród społeczności lokalnych żadnych ujemnych skutków zdrowotnych, przeciwnie, umieralność na choroby nowotworowe w gminie Różan należy do najniższych w Polsce. Jest to najlepsze świadectwo braku ujemnego wpływu składowiska na środowisko i okolicznych mieszkańców. Rys Niskoaktywne odpady promieniotwórcze przygotowane do wywozu do składowiska [ZUOP Świerk]. 81

82 2.7.3 Likwidacja elektrowni jądrowej Istnieje już zebrane obszerne doświadczenie z demontażu i likwidacji obiektów jądrowych, w tym wielu elektrowni jądrowych, które zlikwidowano kompletnie, do stanu zielonego pola. Do października 2010 r. wycofano z eksploatacji 100 kopalń uranu, 80 reaktorów energetycznych, ponad 250 reaktorów badawczych i wiele instalacji cyklu paliwowego (WNA Decommissioning 35 ). Część z nich zlikwidowano całkowicie, do stanu zielonego pola, jak np. EJ Maine Yankee (PWR, 900 MW e ), której likwidację i teren po zlikwidowaniu pokazano na Rys i Doświadczenie wskazuje, że większość elementów elektrowni jądrowej nie jest radioaktywna, albo jest bardzo mało skażona. Większość metalu pozyskanego z rozbiórki można recyklizować. Dysponujemy już wypróbowanymi metodami i urządzeniami do bezpiecznego demontażu. Ich skuteczność sprawdzono w pracy w różnych częściach świata. Prace przy likwidacji przebiegają sprawnie, zgodnie z planowanym budżetem i harmonogramem. Teren zajęty przez EJ jest znacznie mniejszy niż tereny potrzebne dla innych źródeł wytwórczych energii elektrycznej, dlatego zwykle nie ma konieczności pospiesznego przeprowadzania demontażu i likwidacji reaktora. Chociaż obecnie obserwuje się tendencję do likwidacji obiektów jądrowych już po kilku latach od chwili ich ostatecznego wyłączenia, odłożenie likwidacji na lat nie powoduje żadnych ujemnych skutków, a zdecydowanie zmniejsza narażenie radiacyjne personelu i koszty likwidacji. Koszty likwidacji EJ, łącznie z unieszkodliwianiem powstających przy tym odpadów radioaktywnych maleją i stanowią tylko małą część całkowitego kosztu wytwarzania energii elektrycznej. Z analiz ekonomicznych dla reaktorów lekkowodnych III. generacji wykonanych przez amerykański Massachusetts Institute of Technology, wynika że koszty likwidacji mają niespełna 0,5% udział w całkowitych kosztach wytwarzania energii elektrycznej, zaś nakłady na likwidację przyjęto na poziomie 17,5% nakładów inwestycyjnych na budowę (MIT 2009). Rys EJ Maine Yankee w USA stan przed likwidacją, w trakcie i po zakończeniu likwidacji [NEA OECD] WNA: Decommissioning nuclear facilities (updated October 2010) Decommissioning of Nuclear Power Facilities. NEA OECD

83 Rys Lokalizacja Maine Yankee po zlikwidowaniu EJ, 10 stycznia 2005 r. Dawki promieniowania przy demontażu EJ są małe. Dla przykładu, dawka kolektywna dla pracowników przewidywana dla likwidacji EJ Maine Yankee wynosiła 5,7 osobo-sv. W praktyce całkowita dawka kolektywna przy likwidacji EJ Maine Yankee była mniejsza - wyniosła tylko 2,7 osobo-sv 37. Również i społeczeństwo niezwiązane zawodowo z elektrownią jądrową nie jest narażone na znaczące dawki promieniowania. Dla EJ Maine Yankee przyjęto, że radioaktywność pozostająca na terenie po likwidacji EJ nie może powodować mocy dawki wyższej niż 0,1 msv/rok wszystkimi drogami zagrożenia, w tym 0,04 msv/rok poprzez wody gruntowe 38. Natomiast różnica w wielkości tła promieniowania naturalnego w Finlandii (7 msv/rok) i w Polsce (2,5 msv/rok) wynosi 4,5 msv/rok. Oznacza to, że mieszkanie w ciągu roku na terenie byłej EJ spowoduje taką dawkę dodatkową, jak wyjazd z Polski na 8 dni do Finlandii! Transport odpadów promieniotwórczych Materiały promieniotwórcze przewozi się w pojemnikach zaprojektowanych tak, by zapewnić bezpieczeństwo nie tylko podczas normalnego transportu, ale i po awariach (wypadkach), przy czym awarie projektowe dobrane są tak, by były cięższe od awarii, których można oczekiwać na podstawie doświadczenia i pesymistycznych analiz. Pojemniki te muszą spełnić rygorystyczne wymagania bezpieczeństwa określone w przepisach Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej US NRC Inspection Reports for Maine Yankee from August 1998 through January 2003 (IR ) ( 38 Wald M. Dismantling Nuclear Reactors, Scientific American, March 2003, IAEA Safety Standards. Publ Safety Requirements TS-R-1, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Materials, 2005 Edition, IAEA, Vienna,

84 W szczególności, pojemniki typu B służące do przewozu paliwa wypalonego drogą lądową lub wodną, muszą być odporne na wszelkie możliwe wypadki podczas transportu. Seria testów pojemnika typu B i C obejmuje następujące próby: Uderzenie pociągu jadącego z pełną prędkością w zaporę betonową (Rys. 2.42) Uderzenie pociągu w bok pojemnika Upadek pojemnika B z wysokości 9 m na twardą powierzchnię betonową Odporność na przebicie prętem metalowym Pożar Zatopienie pojemnika. Rys Wagon kolejowy z pojemnikiem typu B o wadze 74 ton uderza z prędkością 130 km/h w blok betonowy o wadze 690 ton [Sandia National Laboratories, USA]. Wypalone paliwo jądrowe transportuje się w specjalnych kontenerach, zapewniających osłonę przed promieniowaniem i odprowadzenie ciepła (Rys. 2.43). Rys Konstrukcja typowego kontenera do transportu wypalonego paliwa: po lewej - kolejowego, po prawej drogowego. 84

85 3 Energetyka jądrowa w systemie energetycznym Polski Autor: mgr inż. Władysław Kiełbasa 3.1 Dlaczego potrzebujemy w Polsce elektrowni jądrowych? Elektrowni jądrowych w Polsce potrzebujemy dla pokrycia - przy racjonalnych kosztach - rosnącego zapotrzebowania na energię elektryczną, ponieważ: Dalszy rozwój gospodarczy kraju wymaga zwiększenia podaży energii elektrycznej, której zużycie w Polsce należy do najniższych w UE Wyczerpują się zasoby paliw kopalnych w szczególności w Polsce operatywne zasoby węgli: wystarczą na lat Rosną koszty pozyskania i ceny paliw kopalnych: Wydobycie węgla kamiennego w Polsce z roku na rok spada przy rosnących kosztach; Polski węgiel jest obecnie niekonkurencyjny: wysokie koszty wydobycia i transportu (wyższe ze Śląska na Pomorze niż z Chin!); Rośnie import węgla kamiennego, głównie z Rosji (w 2009 r. ok. 10,5 mln t); Szczególnie szybko rosną koszty redukcji emisji zanieczyszczeń: Zaostrzane przez UE normy emisji: SO 2, NO x i pyłów (wkrótce wzorem USA: rtęci); Ograniczenia emisji CO 2 (pakiet energetyczno-klimatyczny UE 3x20 ); Konieczne wyłączenie z eksploatacji starych elektrowni węglowych, nie spełniających norm emisji i nie nadających się do modernizacji (do 2030 r. łącznie aż MW, a 4204 MW do głębokiej modernizacji); A przede wszystkim dlatego, że elektrownie jądrowe wytwarzają energię elektryczną najtaniej! Do wznowienia programu energetyki jądrowej skłaniają nas przede wszystkim względy ekonomiczne. Ich znaczenie szczególnie wzrosło w ostatnich latach wobec polityki Unii Europejskiej związanej z ochroną klimatu, której skutkiem jest wprowadzenie wysokich i zwiększających się z czasem opłat za emisję CO 2 przy sukcesywnym ograniczaniu limitów emisji tego gazu. W Polsce gdzie ok. 92% energii elektrycznej wytwarza się z węgla kamiennego i brunatnego opłaty te spowodują duży wzrost cen energii elektrycznej. Dalsze utrzymywanie tej monokultury węglowej byłoby bardzo kosztowne dla gospodarki i poziomu życia ludności. Już obecnie energia elektryczna coraz bardziej staje się dobrem luksusowym. Jej zużycie w Polsce należy do najniższych w Europie, zaś ceny odniesione do siły nabywczej należą do najwyższych: w 2009 r. za energię elektryczną drożej płacili tylko Węgrzy (patrz poniższy wykres: Rys. 3.1). Przy tym bardzo niepokojąca jest też dynamika wzrostu tych cen szczególnie silna w okresie ostatnich 3 lat. Wysokie ceny energii elektrycznej, a już szczególnie jej ewentualne niedobory, doprowadziłyby do spadku konkurencyjności polskiego przemysłu i odpływu z naszego kraju inwestycji przemysłowych, ze wszelkimi negatywnymi konsekwencjami gospodarczymi. Konieczna jest więc dywersyfikacja źródeł wytwórczych energii elektrycznej w Polsce w kierunku technologii nisko- i bezemisyjnych, a taką właśnie jest energetyka jądrowa. Elektrownie jądrowe nie tylko, że nie emitują dwutlenku węgla i innych szkodliwych dla środowiska zanieczyszczeń, ale wytwarzają energię elektryczną najtaniej a przy tym koszty wytwarzania są stabilne, gdyż są one mało wrażliwe na zmiany cen uranu. 85

86 Z drugiej wyczerpują się operatywne zasoby węgla kamiennego i brunatnego (przy rosnących kosztach wydobycia), zaś zasoby odnawialnych źródeł energii (OZE) nie są wystarczające dla pokrycia zapotrzebowania na energię elektrycznej, a poza tym energia wytwarzana z OZE jest stosunkowo droga. Rys Ceny energii elektrycznej dla gospodarstw domowych w krajach europejskich w 2009 r.: wyrażone w /100kWh oraz w jednostkach standardowej siły nabywczej (PPS Purchasing Power Standard) PPS/100kWh 40. Poszczególne uwarunkowania systemowe uzasadniające potrzebę wprowadzenia w Polsce energetyki jądrowej omówione zostały w odpowiednich podrozdziałach poniżej. 40 Gazeta Prawna: Prąd jeszcze droższy r. 86

87 Austria Belgia Dania Finlandia Francja Grecja Hiszpania Irlandia Luksemburg Holandia Niemcy Portugalia Szwecja W.Brytania Włochy Cypr Estonia Litwa Łotwa Malta Polska Czechy Słowacja Słowenia Węgry Bułgaria Rumunia UE-15 UE-27 [kwh/os.] 3.2 Potrzebujemy więcej energii elektrycznej aby gospodarka mogła się rozwijać Zużycie energii elektrycznej na mieszkańca w Polsce (w 2008 r.: brutto / netto = / kwh/os.): należy do najniższych w UE (niższe jest tylko w Rumunii, na Litwie i w Łotwie); jest znacznie niższe niż w krajach starej piętnastki UE (UE-15) w przypadku energii finalnej aż ok. 2,1-krotnie (patrz: Rys. 3.2). Zużycie energii elektrycznej na mieszkańca w krajach UE (2008 r.) brutto finalne Rys Porównanie zużycia energii elektrycznej na mieszkańca w krajach UE. [oprac. wł. na podst. danych Eurostat i GUS ]. Ekolodzy twierdzą jednak, że mamy rzekomo olbrzymie rezerwy efektywności energetycznej, bo jesteśmy 3-razy mniej efektywni niż kraje starej UE (UE-15) więc dla pokrycia zapotrzebowania co najmniej do 2030 r. wystarczy tylko oszczędzać energię i zwiększyć wykorzystanie odnawialnych źródeł energii (OZE). Czy to prawda? Rzeczywiście energochłonność polskiej gospodarki w porównaniu z średnimi wskaźnikami energochłonności dla UE-15 jest znacznie wyższa (choć nie 3-krotnie) - lecz jeśli w porównaniach używa się wartości PKB liczonej wg. kursów wymiany walut (PKB ER ). Natomiast elektrochłonność polskiego PKB liczonego wg. parytetu siły nabywczej (PKB PPP ) jest zbliżona do wskaźników dla krajów o podobnym poziomie rozwoju gospodarczego i do średniej unijnej. Kluczowe znaczenie dla prawidłowego określenia wskaźników energochłonności dochodu narodowego dla celów porównań międzynarodowych ma zastosowanie odpowiedniej miary produktu krajowego brutto (PKB). W oficjalnych publikacjach statystycznych można znaleźć dane o PKB obliczonego zarówno wg. kursów wymiany walut (PKB ER, Exchange Rate - ER), jak też wg. parytetu siły nabywczej (PKB PPP, Purchasing Power Parity - PPP). Szczególnie warte uwagi jest jednak to, że Światowa Rada Energetyczna używa w studiach porównawczych energochłonności właśnie PKB PPP Energy. Yearly statistics Edition. Eurostat. European Commission. 42 Główny Urząd Statystyczny: Mały rocznik statystyczny Polski Warszawa, rok LIII. 43 World Energy Council: Światowy i polski sektor energii, Historia, teraźniejszość, prognoza do 2030 roku. Warszawa, maj

88 Parytety siły nabywczej są to współczynniki walutowe odzwierciedlające realną siłę nabywczą waluty danego kraju w relacji do średniej umownej waluty porównywanych krajów, tj. jednostki standardowej siły nabywczej (Purchasing Power Standard PPS). Wyrażenie PKB i jego głównych elementów we wspólnej umownej walucie, poprzez eliminację różnic cen, umożliwia bezpośrednie porównanie wolumenów PKB wszystkich krajów uczestniczących w badaniu. PKB liczony wg. kursów wymiany walut (PKB ER ) nie odzwierciedla prawidłowo poziomu zamożności społeczeństw i nie powinien być stosowany do porównań wskaźników energochłonności dla różnych krajów zwłaszcza znacznie różniących się poziomem rozwoju gospodarczego oraz cenami towarów i usług na rynku wewnętrznym (w krajach zamożniejszych są one wyższe niż krajach mniej zamożnych). Do porównań takich o wiele lepiej nadaje się natomiast PKB liczony wg. parytetu siły nabywczej (PKB PPP ). Wartości PKB PPP różnią się bowiem niekiedy bardzo znacznie od PKB ER na korzyść krajów o niższym poziomie cen, zazwyczaj słabiej rozwiniętych, zaś na niekorzyść krajów drogich. Zagadnienie to zostało szczegółowo przedstawione w artykule Lawrence a J. Lau, z Uniwersytetu Stanforda 44. Na poniższym wykresie (Rys. 3.3) zaczerpniętym z tego artykułu pokazano te relacje widać, że: przy PKB ER (GNP per capita) do ok $ zawsze PKB PPP > PKB ER, zaś powyżej $ przeważnie PKB PPP < PKB ER. Rys Relacja PKB PPP [GNP(PPP) per Capita] do PKB ER [GNP per Capita] dla gospodarek o różnym poziomie rozwoju (linia niebieska: PKB PPP = PKB ER ) [L.J. Lau, Stanford University]. Jeśli porównywać Polskę z krajami UE-15: to dla Polski wartość PKB per capita obliczona wg. parytetu siły nabywczej (PKB PPP ) jest ok. 1,25-krotnie wyższa od wartości obliczonej wg. kursu wymiany walut (PKB ER ), natomiast dla krajów UE-15 relacja jest odmienna wartość PKB PPP stanowi ok. 0,80 niższa wartości PKB ER. 44 Lawrence J. Lau: The Use of Purchasing-Power-Parity Exchange Rates in Economic Modeling: An Expository Note. Department of Economics. Stanford University. USA. 88

89 Gdy więc stosuje się do obliczenia wskaźników miarę PKB PPP, zamiast PKB ER, to wnioski z porównania energochłonności polskiego PKB z krajami Starej Unii (UE-15) są znacząco odmienne (patrz wykres: Rys. 3.4). Relacja PKB PPP do PKB ER w krajach UE-27 (2008 r.) PKBPPP [$/os.] Polska PKB ER [$/os.] Rys Relacja PKB PPP do PKB ER w krajach UE-27 [GUS: Mały Rocznik Statystyczny 2010]. 1. Wszystkie wskaźniki zużycia energii pierwotnej na jednostkę PKB są w Polsce wyższe w porównaniu z UE-15, jednakże wartości liczbowe wskaźników odniesionych do PKB ER i PKB PPP różnią się zasadniczo. Mianowicie: w odniesieniu do PKB ER - zużycie energii pierwotnej brutto jest w Polsce ok. 2,1-krotnie wyższe niż w UE-15 45, a energii pierwotnej finalnej ok. 2-krotnie; natomiast w odniesieniu do PKB PPP - zużycie energii pierwotnej brutto jest w Polsce tylko o ok. 32% wyższe niż w UE-15, zaś energii pierwotnej finalnej o ok. 25%. Wg. analiz przeprowadzonych przez Krajową Agencję Poszanowania Energii (KAPE) - instytucję wyspecjalizowaną w zagadnieniach efektywności energetycznej, energochłonność polskiego przemysłu liczona wg. wartości PPP jest tylko o 8% wyższa od średniej dla UE 46.Główną przyczyną wyższego zużycia energii pierwotnej brutto w Polsce jest dominacja paliw stałych, przy stosunkowo niskiej efektywności ich wykorzystania. 2. Wskaźniki zużycia energii elektrycznej na jednostkę PKB w Polsce w porównaniu z UE-15 przedstawiają się następująco (Rys. 3.5): w odniesieniu do PKB ER zużycie krajowe ogółem (brutto) jest w Polsce ok. 1,7-krotnie wyższe niż w UE-15, a energii finalnej ok. 1,5-krotnie; natomiast odniesieniu do PKB PPP zużycie krajowe ogółem jest w Polsce tylko o 8,3% wyższe niż w UE-15, zaś energii finalnej niższe o 5,6%! 45 Jak posługiwanie się wartościami PKB ER może prowadzić do otrzymania niewiarygodnych wielkości wskaźników pokazuje przykład Ukrainy, kraju jeszcze stosunkowo biednego, choć o rozwiniętym przemyśle, w którym transformacja gospodarki jest mniej zaawansowana niż gospodarka Polski. Mianowicie, przy PKB wyrażonym w dolarach wg. kursów wymiany [$ER], uzyskuje się aż ponad 15-krotnie wyższy wskaźnik energochłonności dochodu narodowego Ukrainy niż w UE-15! Raczej mało kto byłby skłonny uwierzyć w tak wielką energożerność gospodarki tego kraju. 46 Dariusz Ciepiela: Energochłonność polskiej gospodarki wyższa tylko o 8 proc. niż w UE. wnp.pl

90 Austria Belgia Dania Finlandia Francja Grecja Hiszpania Irlandia Luksemburg Holandia Niemcy Portugalia Szwecja W.Brytania Włochy Cypr Estonia Litwa Łotwa Malta Polska Czechy Słowacja Słowenia Węgry Bułgaria Rumunia UE-15 UE-27 [kwh/$ppp] Zużycie energii elektrycznej na PKB(PPP) w krajach UE (2008 r.) 0,60 0,50 0,40 0,30 0,20 0,10 0,00 brutto finalnej Rys Elektrochłonność PKB PPP w krajach UE [oprac. wł. na podst. danych Eurostat 2010 i GUS 2010]. Nieco wyższe zużycie brutto energii elektrycznej na jednostkę PKB w Polsce wynika głównie z: a. Wysokiego zużycia energii elektrycznej przez sektor energii = 15,6% (w Polsce wskaźnik ten należy do najwyższych w UE-27, dla UE-15 wynosi on 8,0%) co jest spowodowane dominacją paliw stałych (Rys. 3.6). b. Wysokich strat sieciowych (Polska 8,2%, UE-15 5,7%) przyczyną jest niedoinwestowanie sieci przesyłowych i rozdzielczych. Zestawiając zużycie energii elektrycznej z wielkościami PKB PPP na mieszkańca w poszczególnych krajach UE otrzyma się wykres (Rys. 3.7), przedstawiający korelację pomiędzy dochodem narodowym a zużyciem energii elektrycznej. Z wykresu tego wyraźnie widać jak duży dystans ma do pokonania Polska aby osiągnąć obecny poziom krajów rozwoju zamożnych krajów UE, takich jak: Niemcy, Francja czy Wielka Brytania. Widać też, że osiągnięcie takiego poziomu rozwoju gospodarczego wymagać będzie znacznego zwiększenia zużycia energii elektrycznej (przy aktualnym poziomie elektrochłonności PKB ok. 2-krotnego). 90

91 Zużycie energii elektrycznej brutto [kwh/os.] Austria Belgia Dania Finlandia Francja Grecja Hiszpania Irlandia Luksemburg Holandia Niemcy Portugalia Szwecja W.Brytania Włochy Cypr Estonia Litwa Łotwa Malta Polska Czechy Słowacja Słowenia Węgry Bułgaria Rumunia Udział sektora paliwowo-energetycznego w zużyciu energii elektrycznej brutto w krajach UE (2008 r.) 20% 18% 16% 15,7% 18,1% 15,6% 18,1% 14% 13,0% 12,3% 12% 10,6% 9,8% 12,5% 11,9% 10% 8% 6% 4% 8,9% 7,5% 5,6% 4,7% 9,0% 7,8% 6,6% 5,5% 4,7% 4,3% 6,6%6,8% 5,6% 5,6% 5,0% 4,0% 8,0% 2% 0% Rys Konsekwencja monokultury węglowej w polskiej energetyce wysokie zużycie energii elektrycznej przez sektor energii [oprac. wł. na podst. danych Eurostat 2010]. Zużycie energii elektrycznej brutto na mieszkańca vs. PKB(PPP) w krajach UE-27 (2008 r.) Finlandia Szwecja Luksemburg Francja Niemcy Polska W.Brytania PKB [$PPP/os.] Rys Korelacja pomiędzy PKB PPP i zużyciem energii elektrycznej w krajach UE [oprac. wł. na podst. danych Eurostat 2010 i GUS 2010]. W miarę rozwoju gospodarczego kraju energochłonność (także elektrochłoność) PKB będzie się zmniejszać, tj. zużycie energii będzie nadal rosnąć, lecz przyrosty PKB będą coraz większe. Stanie się to za sprawą stopniowej zmiany struktury gospodarki, jako że ze wzrostem PKB zwykle rośnie udział sektora usług (zużywającego niewiele energii) w tworzeniu dochodu narodowego, zaś maleje udział przemysłu i budownictwa (zużywającego stosunkowo dużo energii). W efekcie ze wzrostem udziału sektora usług w strukturze PKB maleje zużycie energii na jednostkę PKB(PPP). Prawidłowość taką obserwuje się w większości krajów świata (Rys. 3.8). 91

92 Austria Belgia Dania Finlandia Francja Grecja Hiszpania Irlandia Luksemburg Holandia Niemcy Portugalia Szwecja W.Brytania Włochy Cypr Estonia Litwa Łotwa Malta Polska Czechy Słowacja Słowenia Węgry Bułgaria Rumunia UE-15 UE-27 [tco2/mwh] Zużycie energii elektrycznej brutto [kwh/$ppp] Zużycie energii elektrycznej brutto na jednostkę PKB vs. udział sektora usług w PKB 0,350 0,330 0,310 0,290 0,270 Rumunia Polska Francja 0,250 0,230 W. Brytania 0,210 0,190 50,0 55,0 60,0 65,0 70,0 75,0 80,0 Udział sektora usług w PKB [%] Rys Korelacja zużycia energii elektrycznej i udziału sektora usług w PKB [oprac. wł. na podst. danych z Świat w liczbach. 2007/2008 i Eurostat 2007]. 3. Emisje CO 2 : jedynie wskaźnik emisji ogółem na mieszkańca jest w Polsce jest nieco niższy niż w UE-15, a wszystkie pozostałe wskaźniki emisji są dla Polski znacznie wyższe. W szczególności: emisja na mieszkańca przez elektroenergetykę jest w Polsce wyższa 1,52-krotnie niż w UE-15, na jednostkę PKB PPP 2,30-krotnie, zaś na jednostkę energii elektrycznej (brutto) aż 2,74-krotnie (Rys. 3.9). Emisje CO 2 na jednostkę wytworzonej energii elektrycznej brutto w krajach UE (2008 r.) 1,400 1,200 1,000 0,800 0,600 0,400 0,200 0,000 Rys Konsekwencja monokultury węglowej w polskiej energetyce bardzo wysokie emisje CO 2 [oprac. wł. na podst. danych Eurostat 2010]. Przyczyną wysokich wskaźników emisji CO 2 jest oczywiście dominacja węgla w strukturze zużycia energii pierwotnej i w wytwarzaniu energii elektrycznej w skali rzadko spotykanej w Europie i na świecie (patrz wykresy poniżej: Rys i 3.11). 92

93 Struktura produkcji energii elektrycznej w Polsce w 2008 r. wg. nośników energii 2,0% 1,5% 2,8% 1,6% 1,8% 36,7% 53,8% woda węgiel kamienny węgiel brunatny produkty naftowe gaz ziemny pozostałe OZE inne Rys Struktura wytwarzania energii elektrycznej w Polsce, wg. zużywanych nośników energii pierwotnej. [Oprac. wł. na podst. danych z Eurostat 2010]. Strukturę wytwarzania energii elektrycznej w Polsce, wg. zużywanych nośników energii pierwotnej, charakteryzuje unikalna w UE, a nawet w świecie, dominacja węgla (ok. 92% udziału), przy całkowitym braku energii jądrowej i niewielkim udziale OZE. Co gorsza w Polsce energia elektryczna z węgla wytwarzana jest w przeważnie przestarzałych i wyeksploatowanych elektrowniach oraz elektrociepłowniach (stanowią one prawie 62% mocy), o niskiej sprawności wytwarzania, przeważnie niespełniających obecnych wymagań UE w zakresie ochrony środowiska. Natomiast w krajach UE-27 struktura źródeł wytwórczych energii elektrycznej jest zrównoważona: największy udział ma energia jądrowa ok. 28%, następnie węgiel ok. 27%, gaz ziemny ok. 23% i OZE ok. 18%. Struktura produkcji energii elektrycznej w krajach UE-27 w 2008 r. wg. nośników energii 6,9% 1,7% 10,7% 23,0% 27,8% 3,1% 10,6% 16,1% woda jądrowe węgiel kamienny węgiel brunatny produkty naftowe gaz ziemny pozostałe OZE inne Rys Struktura wytwarzania energii elektrycznej w UE-27, wg. zużywanych nośników energii pierwotnej. [Oprac. wł. na podst. danych Eurostat 2010]. 93

94 4. Podsumowując należy stwierdzić, że: i. Kontynuacja rozwoju gospodarczego naszego kraju wymaga znacznego zwiększenia podaży energii elektrycznej aby Polska mogła osiągnąć obecny średni poziom krajów Starej Unii (UE-15) krajowe zużycie energii elektrycznej będzie musiało zwiększyć się ok. 2-krotnie. ii. Istniejące rezerwy poprawy efektywności wykorzystania energii elektrycznej w Polsce nie są bardzo duże w porównaniu z krajami UE-15, a tkwią one głównie w dużym jej zużyciu przez sektor energii i wysokich stratach sieciowych, względnie mniejsze są zaś rezerwy na poziomie odbiorców końcowych. Uwolnienie tych rezerw wymagać będzie dużych nakładów i długiego czasu, konieczna jest przy tym istotna zmiana struktury zużycia nośników energii (stopniowe odchodzenie od monokultury węglowej, w kierunku bardziej zrównoważonej struktury ze znaczącym udziałem energii jądrowej i OZE). Nawet maksymalizacja wykorzystania rezerw energoefektywności bynajmniej nie zahamuje wzrostu zapotrzebowania gospodarki Polski na energię elektryczną, przeciwnie jej udział w zużyciu nośników energii będzie zwiększał się w miarę rozwoju gospodarczego kraju. iii. Zmiana struktury zużycia nośników energii w Polsce w szczególności do wytwarzania energii elektrycznej, nie tylko sprzyjać będzie zmniejszeniu energochłonności dochodu narodowego, ale jest też konieczna, aby zmniejszyć negatywne oddziaływanie elektroenergetyki na środowisko, w tym emisję CO 2. 94

95 3.3 Ekonomika energetyki jądrowej Najnowsze studium porównawcze kosztów wytwarzania energii elektrycznej w różnych technologiach, dla warunków polskich, wykonała w grudniu 2009 r. Agencja Rynku Energii S.A. [ARE 2009] 47 - na zlecenie Ministerstwa Gospodarki (MG). Wyniki tego studium zostały następnie przytoczone w projekcie Programu Polskiej Energetyki Jądrowej [PPEJ] 48. W studium [ARE 2009] dla elektrowni przewidzianych do uruchomienia ok r. rozpatrzono następujące źródła energii: elektrownie kondensacyjne spalające węgiel kamienny w kotłach pyłowych z instalacjami odsiarczania i odazotowania spalin (PC pulverized coal); elektrownie kondensacyjne spalające węgiel brunatny w kotłach pyłowych z instalacjami odsiarczania i odazotowania spalin (PL pulverized lignite); elektrownie kondensacyjne spalające węgiel kamienny w kotłach fluidalnych (FC fluidized coal); elektrownie kondensacyjne spalające węgiel brunatny w kotłach fluidalnych (FL fluidized lignite); elektrownie jądrowe z reaktorami lekko-wodnymi III generacji (LWRIII - light water reactors III generation) reprezentowane przez elektrownie z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi typu PWR (EJ z reaktorem PWR); elektrownie spalające gaz ze zintegrowanej z elektrownią instalacji zgazowania węgla kamiennego (IGCC_C coal integrated gasification combined cycle); elektrownie spalające gaz ze zintegrowanej z elektrownią instalacji zgazowania węgla brunatnego (IGCC_L lignite integrated gasification combined cycle); elektrownie parowo-gazowe na gaz ziemny (GTCC gas turbine combined cycle); elektrownie z turbinami gazowymi (GT - gas turbine); elektrownie z kotłami pyłowymi wykorzystującymi współspalanie węgla i biomasy (PMF pulverized multifuel); elektrownie spalające gaz ze zintegrowanej z elektrownią instalacji zgazowania biomasy (BM) - biomass integrated gasification combined cycle BIGCC); elektrownie wiatrowe na lądzie (wind on-shore); elektrownie wiatrowe na morzu (wind off-shore). Do źródeł z kotłami spalającymi paliwa organiczne, przewidzianych do uruchomienia ok r., dołączono jeszcze elektrownie z instalacjami uchwytu i składowania CO 2 (CCS carbon capture and storage), które w tym okresie powinny być one już dostępne komercyjnie. Założenia przyjęte do analiz 1. Przyjęto parametry techniczno-ekonomiczne rozpatrywanych źródeł w oparciu o szeroki zakres danych przytaczanych w materiałach referencyjnych, w tym w prognozach wykonanych przez czołowe światowe ośrodki analityczne. Uwzględniono nakłady inwestycyjne obejmujące nakłady bieżące (OVN - overnight investment costs) oraz koszt kapitału, ponoszony przez inwestora w trakcie budowy (IDC interest during construction) patrz: Tab Analiza porównawcza kosztów wytwarzania energii elektrycznej w elektrowniach jądrowych, węglowych i gazowych oraz odnawialnych źródłach energii. Agencja Rynku Energii S.A. Grudzień Ministerstwo Gospodarki. Pełnomocnik Rządu ds. Polskiej Energetyki Jądrowej: Program Polskiej Energetyki Jądrowej (projekt). Warszawa, 16 sierpnia 2010 r. 95

96 Tab Jednostkowe nakłady inwestycyjne (OVN) [ 2005/kW]. Rodzaj źródła PC PC+CCS 2400 PL PL+CCS 2500 FC FL Nuclear LWR GT GTCC GTCC+CCS 1200 IGCC_C IGCC_C+CCS 2500 IGCC_L IGCC_L+CCS 2500 PMF BM Wind on-shore Wind on-shore acc Wind off-shore Wind off-shore acc Dla elektrowni jądrowych przyjęto konserwatywnie, że okres ekonomicznej eksploatacji wynosi 40 lat, chociaż elektrownie z reaktorami III. generacji projektuje się na 60 lat pracy (obecnie większość EJ z reaktorami II. generacji uzyskuje przedłużenie licencji eksploatacyjnych na 60 lat) i taki okres zaczyna się przyjmować w analizach korporacyjnych. 3. W kosztach zmiennych uwzględniono prognozowane koszty energii zawartej w paliwie, łącznie z kosztami składowania i unieszkodliwiania odpadów, oraz koszty emisji dwutlenku węgla dla źródeł spalających organiczne paliwa kopalne. 4. Przyjęto ceny uprawnień do emisji CO 2 wzrastające z poziomu 30 05/tCO 2 w 2020 r. do 60 05/tCO2 w 2050 r. Jest to założenie konserwatywne w odniesieniu do elektrowni zeroemisyjnych, przede wszystkim elektrowni jądrowych, gdyż w literaturze przeważnie przytaczane są wyższe ceny tych uprawnień. 5. W obliczeniach zastosowano realna stopę dyskonta, która określono jako średni koszt kapitału (WACC weighted average cost of capital) dla inwestycji infrastrukturalnych przy typowej dla tego rodzaju inwestycji proporcji kapitału własnego i obcego. Dla wariantu referencyjnego obliczeń wartość realna WAAC przyjęto na poziomie 7,5%. Uwzględniono eskalację (ponadinflacyjny wzrost) poszczególnych składników kosztów wytwarzania, w tym eskalację kosztów nośników energii pierwotnej, związaną z warunkami globalnego lub lokalnego rynku tych nośników. 6. Dla elektrowni wiatrowych uwzględniono koszty rezerwowania od mocy, przez elektrownie z turbinami gazowymi. Alternatywnie rozpatrzono elektrownie wiatrowe z instalacjami akumulacji energii (acc.). 96

97 Koszt wytwarzania [ /MWh] Wyniki analiz Elektrownie jądrowe z reaktorami PWR (nuclear PWR), które reprezentują technologie jądrowe, są konkurencyjne w stosunku do źródeł na paliwo organiczne juz przy koszcie uprawnień do emisji CO 2 powyżej 15 05/tCO 2. (Rys. 3.12). Tymczasem szacuje się, że koszty te po 2013 r. osiągną co najmniej 40 /tco 2. Rys Wpływ kosztów uprawnień do emisji CO 2 na konkurencyjność różnych źródeł wytwórczych energii elektrycznej [ARE 2009]. Wśród źródeł wytwórczych przewidzianych do uruchomienia ok r. elektrownie jądrowe mają dużą przewagę konkurencyjną nad wszystkimi źródłami - nawet najtańszymi źródłami klasycznymi (Rys. 3.13) Koszt rezerwy mocy Koszt emisji CO2 Koszt paliwa Koszt O&M Koszt kapitałowy PC PL FC FL Nuclear PWR GTCC IGCC_C IGCC_L BM BMF Wind onshore Wind offshore Wind onshore acc shore Wind off- acc Rys Porównanie prognozowanych kosztów wytwarzania energii elektrycznej w różnych źródłach w 2020 r. [ARE 2009]. Uśrednione koszty wytwarzania w EJ dla typowego, dla tych źródeł współczynnika obciążenia 0,9, wynoszą ok /MWh, natomiast następna w kolejności elektrownia na węgiel brunatny z kotłem pyłowym będzie wytwarzać energię o kosztach ok /MWh (tj. o ok. 40% drożej niż EJ). Najdroższe są natomiast źródła wiatrowe (prawie 2-krotnie droższe niż EJ). 97

98 Koszt wytwarzania [ /MWh] Przewaga konkurencyjna elektrowni jądrowych nad alternatywnymi technologiami wytwarzania energii elektrycznej zwiększy się jeszcze bardziej w dalszej przyszłości (co widać na Rys dla 2030r.), przy czym w przyszłości jeszcze ekonomicznie korzystniejszą opcją technologii EJ niż reaktory wodno-ciśnieniowe (PWR) będą prawdopodobnie reaktory gazowe wysokotemperaturowe (HTGR). Przewiduje się także relatywne zmniejszenie kosztów wytwarzania w OZE oraz w elektrowniach węglowych wyposażonych w instalacje usuwania CO 2 (CCS) Koszt rezerwy mocy Koszt emisji CO2 Koszt paliwa Koszt O&M Koszt kapitałowy PC PC+CCS PL PL+CCS FC FL Nuclear PWR GTCC GTCC+CCS Rys Porównanie prognozowanych kosztów wytwarzania energii elektrycznej w różnych źródłach w 2030 r. [ARE 2009]. Podsumowanie i dyskusja wyników analiz 1. Analizy wykazują wyraźną i wzrastającą konkurencyjność energetyki jądrowej - głównie ze względu na przewidywany wzrost cen paliw organicznych i opłat za uprawnienia do emisji CO Dla źródeł przewidzianych do uruchomienia ok r. występuje duża przewaga konkurencyjna elektrowni jądrowych z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi (PWR) nad nawet najtańszymi źródłami klasycznymi pracującymi w podstawie obciążenia systemu. EJ z reaktorami PWR są już konkurencyjne w stosunku do źródeł na paliwo organiczne przy koszcie CO 2 powyżej 15 05/tCO 2. Koszty wytwarzania w EJ dla typowego dla tych źródeł współczynnika obciążenia 0,9 wynoszą 57 05/MWh, natomiast następna w kolejności elektrownia na węgiel brunatny z kotłem pyłowym będzie wytwarzać energię o kosztach 80 05/MWh (tj. o ok. 40% drożej). Najwyższe koszty wytwarzania mają źródła wiatrowe (ok. 2-krotnie wyższe niż EJ). 3. Około 2030 r. przewaga konkurencyjna EJ nad elektrowniami węglowymi będzie jeszcze większa. Przy tym przewidziane do uruchamiania po 2030 r. elektrownie jądrowe z reaktorami HTGR charakteryzują się niższymi kosztami energii niż w przypadku EJ z reaktorami PWR. Jest to więc perspektywiczna technologia jądrowa, zwłaszcza jeśli uwzględni się dodatkowe możliwości jej zastosowania do produkcji ciepła wysokotemperaturowego na potrzeby chemii i przetwórstwa węgla. Przewiduje się też relatywną poprawę się konkurencyjności OZE, oraz zmniejszenie kosztów wytwarzania w elektrowniach węglowych wyposażonych w instalacje usuwania CO 2 (CCS). 4. Podobne wnioski wynikają z analiz przeprowadzonych w innych krajach, w szczególności we Francji 49, Wielkiej Brytanii 50, Finlandii 51 i USA (EPRI) 52, przy czym w IGCC_C IGCC_C+CCS IGCC_L IGCC_L+CCS BM BMF Wind on-shore Wind off-shore Wind on-shore acc Wind off-shore acc 49 C. Pierre Zaleski: The future of nuclear power in France, the EU and the world for the next quarter-century. University of Paris Dauphine. February

99 większości tych analiz uzyskano wyniki jeszcze korzystniejsze dla elektrowni jądrowych. 5. Właśnie konkurencyjność ekonomiczna jest głównym powodem renesansu energetyki jądrowej w skali światowej. Opiera się ona na dwóch elementach: wysokie wskaźniki wykorzystania mocy zainstalowanej, przekraczające 90%; oraz bardzo niskie i stabilne koszty paliwa. 6. Największe znaczenie dla konkurencyjności elektrowni jądrowych w stosunku do węglowych mają niskie ceny paliwa jądrowego. Dla elektrowni opalanej węglem kamiennym o mocy 1000 MW produkującej rocznie 8 TWh energii elektrycznej koszt paliwa (przy obecnych cenach światowych) wynosi ok. 156 mln. Elektrownia jądrowa zużywa do wytworzenia tej samej ilości energii elektrycznej paliwo jądrowe za ok. 56 mln (wliczając w to już koszty unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych). Przy koszcie uprawnień do emisji CO2 na poziomie 40 /tco2, spalanie węgla będzie oznaczało dodatkowy wydatek ok. 250 mln, a więc łącznie koszty paliwa i uprawnień do emisji CO 2 wyniosą ok. 406 mln. Korzyści, które daje tanie paliwo jądrowe, są więc dla bloku o mocy 1000 MW na poziomie ok. 350 mln rocznie. Dlatego pomimo znacząco wyższych nakładów inwestycyjnych na EJ (3000 /kw) w stosunku do węglowych ( /kw) różnicę kosztów kapitałowych szybko niwelują znacznie niższe koszty paliwa. 7. Koszty wytwarzania energii elektrycznej w EJ są przy tym bardzo stabilne gdyż są one mało wrażliwe na wzrost cen uranu, bo koszt paliwa ma zaledwie ok. 10% udział w kosztach wytwarzania, a przy tym koszt uranu stanowi 30-50% kosztu paliwa. Dlatego podwojenie kosztu paliwa skutkowałoby wzrostem kosztów wytwarzania w EJ tylko o ok. 5%, podczas gdy np. w elektrowni gazowej (gdzie udział kosztu paliwa w Rys Wpływ podwojenia ceny gazu ziemnego i uranu na koszt energii elektrycznej wytwarzanej w elektrowni gazowej i jądrowej [AREVA]. całkowitych kosztach wytwarzania wynosi ok. 80%) koszty wytwarzania wzrosłyby o ok. 75% (Rys. 3.15). Koszty paliwa jądrowego w przeliczeniu na ilość wytwarzanego ciepła ( /GJ) są obecnie ok. 4-krotnie niższe niż węgla kamiennego i ok. 10-krotnie niż gazu ziemnego, a długoterminowa prognoza (Rys. 3.16) przewiduje, że ich wzrost będzie najmniejszy spośród innych nośników energii. 50 Meeting the energy challenge: A White Paper on Nuclear Power. HM Government. Department for Business Enterprise & Regulatory Reform. January Tarjanne Risto, Kivistö Aija: Comparison of electricity generation costs. Lappeenranta University of Technology. Lappeenranta Generation Technology Options in a Carbon-Constrained World. Electric Power Research Institute (EPRI). October

100 Rys Prognoza cen paliw do 2050 r. (na GJ wytwarzanego ciepła) [PPEJ]. 8. Energetyka jądrowa jest też wyraźnie tańsza od źródeł wytwórczych wykorzystujących odnawialne źródła energii (OZE). Przy tym, szczególnie wysokie są koszty wytwarzania energii elektrycznej przez elektrownie wiatrowe - ze względu na wysokie nakłady inwestycyjne i niskie wskaźniki wykorzystania mocy zainstalowanej, krótki resurs eksploatacyjny turbin wiatrowych (20 lat wobec 60 lat EJ) oraz koszty rezerw mocy niezbędnych do uruchomienia gdy wiatr nagle ucichnie. Ceny energii kupowanej z OZE są jeszcze dodatkowo windowane przez system ich subsydiowania w Polsce poprzez system tzw. zielonych certyfikatów Dokładnie są to tzw. prawa majątkowe do świadectw pochodzenia (energii z OZE) tj. premia za zieloność, które są przedmiotem obrotu. 100

101 GWh 3.4 Plany rozwoju energetyki jądrowej w Polsce do 2030 r. Jak wykazano w podrozdziale 3.2, dalszy rozwój gospodarczy Polski będzie wymagał znaczącego wzrostu zużycia energii elektrycznej. Prognoza zapotrzebowania na paliwa i energię do 2030 r. opracowana przez ARE S.A. i przyjęta w Polityce energetycznej Polski do 2030 roku (Rys. 3.17), przewiduje wzrost zapotrzebowania na energię elektryczną brutto o 54%: z 141,0 TWh (2010 r.) do 217,4 TWh (2030 r.). Zapewnienie takiej wielkości produkcji energii elektrycznej po racjonalnych kosztach i przy zachowaniu wymagań ochrony środowiska będzie wymagało budowy nowych źródeł w różnych technologiach o niskiej emisji CO 2, w tym wysokosprawnych źródeł węglowych, jądrowych, gazowych i odnawialnych. Rys Prognoza zużycia energii elektrycznej brutto w Polsce do 2030 r. 54 [PPEJ]. Według cytowanej powyżej prognozy ARE zapotrzebowania na energię i paliwa do 2030 r., uwzględniającej przewidywane efekty wdrażania przedsięwzięć efektywnościowych w gospodarce, wykorzystanie istniejących jeszcze rezerw transformacji rynkowej, wymogi Unii Europejskiej w zakresie ograniczania emisji zanieczyszczeń do atmosfery oraz prognozę cen paliw kopalnych do 2030 r. nastąpi umiarkowany wzrost finalnego zapotrzebowania na energię elektryczną do ok. 172 TWh, tzn. o ok. 55% w odniesieniu do 2006 r. (rok ten przyjęto w prognozie jako rok bazowy). Zapotrzebowanie na moc szczytową wzrośnie w tym okresie z 23,5 MW do ok. 34,5 MW. Moc zainstalowana w Krajowym Systemie Elektroenergetycznym ma wzrosnąć do 2030 r. o 42%: z 36,3 tys. MW (2010 r.) do 51,4 tys. MW (2030 r.). Na wykresie Rys widać rozwierające się po 2022 r. nożyce wzrastającego zapotrzebowania na energię elektryczną oraz mocy źródeł wytwórczych bez energetyki jądrowej. Zapełnienie tej luki - przy racjonalnych kosztach - bez energetyki jądrowej nie jest możliwe. Zważywszy na uwarunkowania energetyki węglowej, jedyną realną alternatywą dla energetyki jądrowej jest budowa na znaczną skalę elektrowni gazowych co skutkowałoby wysokimi kosztami wytwarzania i uzależnieniem od importu gaz ziemnego (głównie z Rosji). 54 Ministerstwo Gospodarki: Prognoza zapotrzebowania na paliwa i energię do 2030 roku. Załącznik 2. do projektu Polityki energetycznej Polski do 2030 roku

102 Moc osiągalna brutto [MW] Zatem najpóźniej w 2022 r. w strukturze energii pierwotnej powinna pojawić się energia jądrowa, co umożliwi zmniejszanie emisji CO 2 w elektroenergetyce oraz złagodzenie wzrostu cen energii elektrycznej, ze względu m.in. na koszty ograniczania emisji CO Istniejące po odstawieniach Węgiel kamienny - zdet. + odtw. + nowe Ec Wegiel brunatny - zdet. Gaz ziemny - zdet. + nowe Ec Gaz ziemny_ lokalne Ec Ec przemysłowe - odtw.+ nowe Nowe odnawialne (bez wiatrowych) Zapotrzebowanie mocy Rys Istniejące i planowane moce wytwórcze (bez EJ) oraz zapotrzebowanie na moc w Polsce do 2030 r. [ARE 2007] 55. Rys Prognozowane zmiany struktury paliwowej wytwarzania energii elektrycznej do 2030 r. [ARE 2007]. 55 Określenie optymalnego zakresu i tempa rozwoju energetyki atomowej w Polsce w perspektywie 2030r. aktualizacja według stanu wiedzy na 1 czerwca 2007r. Agencja Rynku Energii S.A., Warszawa, październik

103 Konieczność spełnienia wymaganego przez Unię Europejską uzyskania 15% udziału energii odnawialnej w strukturze energii finalnej brutto w 2020 r. spowoduje duży wzrost udziału OZE w tym okresie, pomimo wysokich kosztów wytwarzania z ich wykorzystaniem energii elektrycznej. Rys przedstawia prognozę zmian struktury zużycia nośników energii do wytwarzania energii elektrycznej do roku 2030, zaś na Rys pokazano przewidywaną w 2030 r. strukturę paliwowa wytwarzania energii elektrycznej. Rys Planowana struktura paliwowa wytwarzania energii elektrycznej w 2030 r. [PPEJ]. W optymalnej kosztowo strukturze nowych elektrowni systemowych po 2020 r. mają dominować bloki jądrowe (Rys. 3.21). Zgodnie z założeniami projektu Programu Polskiej Energetyki Jądrowej (PPEJ) pierwsze efekty z zainstalowanej mocy w blokach jądrowych powinny pojawić się w 2022 r., zaś do 2030 r. powinny pracować bloki jądrowe o sumarycznej mocy netto co najmniej MW. Minimalna moc zainstalowana w elektrowniach jądrowych ma wynieść w latach: : 1600 MW, : 3200 MW, : 4800 MW. Natomiast Polska Grupa Energetyczna S.A. planuje wybudowanie do 2030 r. dwóch 2-blokowych elektrowni jądrowych, o łącznej mocy 6000 MW (4x1500 MW). Rys Planowana struktura nowych mocy źródeł wytwórczych energii elektrycznej w latach [PPEJ]. 103

104 Prognoza kształtowania się struktury mocy źródeł wytwórczych energii elektrycznej do roku 2030 została przedstawiona na Rys Rys Planowana struktura mocy źródeł wytwórczych energii elektrycznej do 2030 r. [PPEJ]. W elektroenergetyce nastąpi spadek zużycia węgla kamiennego o ok. 16,5 % i brunatnego o ok. 23%, a zużycie gazu wzrośnie o ok. 40%. Będzie to głównie spowodowane przewidywanym obowiązkiem kupowania na aukcjach uprawnień do emisji CO 2 przez przedsiębiorstwa energetyczne. Przewiduje się, że produkcja energii elektrycznej w elektrowniach węglowych (łącznie: węgiel kamienny i brunatny) w ciągu następnych 20 lat utrzymywać się będzie na poziomie ok. 110 TWh. Wzrost zużycia gazu będzie spowodowany opłacalnością budowy gazowych źródeł pracujących w kogeneracji (skojarzone wytwarzanie energii elektrycznej i ciepła) oraz koniecznością budowy źródeł gazowych w celu zapewnienia rezerwowej mocy przy przewidywanym bardzo dużym wzroście udziału elektrowni wiatrowych. 104

105 3.5 Stan obecny i renesans energetyki jądrowej na świecie Obecnie na świecie pracuje 435 reaktorów energetycznych w 30 państwach i na Tajwanie (stan na dzień r.). Udział elektrowni jądrowych w światowej produkcji energii elektrycznej wynosi obecnie ok. 14%, a ich moc zainstalowana netto wynosi 370,003 GWe. Natomiast 5 jądrowych bloków energetycznych jest w stanie długoterminowego wyłączenia (Rys. 3.23). Pracujące jądrowe reaktory energetyczne na świecie wg. typów - razem 435 (stan na ) PHWR 47 10,8% GCR 15 3,4% LWGR 15 3,4% FBR 2 0,5% PWR BWR PHWR GCR LWGR FBR BWR 84 19,3% PWR ,5% Rys Liczba pracujących reaktorów energetycznych w poszczególnych państwach i ich podział wg. typów [stan na dzień , IAEA Power Reactor Information System]. 81,8% pracujących reaktorów energetycznych są to reaktory lekkowodne (z czego: PWR 62,5%, BWR 19,3%), 10,8% ciężkowodne (PHWR, głównie kanadyjskie CANDU oraz ich odpowiedniki w Indiach, Pakistanie i Korei Płd.), 3,4% reaktory chłodzone gazem (AGR, w Wielkiej Brytanii), 3,4% reaktory chłodzone wodą i moderowane grafitem (LWGR, rosyjskie RBMK). Pracują też dwa reaktory energetyczne na neutronach prędkich (FBR) 0,5%. Po awarii w elektrowni w Czarnobylu w 1986 r. w wielu państwach wstrzymano budowę nowych bloków jądrowych, a w niektórych doszło nawet do ich wyłączenia ze względów politycznych (np. we Włoszech) głównie pod naciskiem partii ekologicznych. Mimo tego lata 90-te nie są okresem straconym dla energetyki jądrowej wręcz przeciwnie, dokonano 105

106 postępu w zakresie wydajności produkcji (średnia globalna dyspozycyjność zwiększyła się z 72,3% do 83,2%), podniesiono (i tak już wysoki) poziom bezpieczeństwa i obniżono koszty eksploatacji. Postęp technologiczny w tym okresie był znaczący. W roku 2004 roczna produkcja energii elektrycznej w elektrowniach jądrowych była większa o ok. 40% (714 TWh) niż w roku Od 2005 r. na świecie obserwuje się wzmożone zainteresowanie rozwojem energetyki jądrowej - często nazywane renesansem energetyki jądrowej. Przyczyny tego zainteresowania są następujące: wzrastający popyt na energię elektryczną; niska i stabilna cena energii elektrycznej wytwarzanej w EJ; troska o środowisko naturalne zwłaszcza obawy o ocieplenie klimatu (brak emisji zanieczyszczeń i CO 2 przez elektrownie jądrowe) i wysokie koszty ograniczenia emisji ze źródeł spalających paliwa kopalne; wyczerpywanie się zasobów i rosnące ceny paliw kopalnych; ograniczone zasoby i wysokie koszty wytwarzania energii elektrycznej z odnawialnych źródeł energii (OZE), problemy techniczne planowania i prowadzenia ruchu systemu elektroenergetycznego przy dużym udziale mocy źródeł wiatrowych; obawa przed uzależnieniem się od dostaw energii elektrycznej z zagranicy; brak monopolizacji rynku dostaw paliwa jądrowego, usług jądrowego cyklu paliwowego oraz produkcji komponentów elektrowni jądrowych; opanowanie technologii jądrowej i zgromadzenie dużego doświadczenia w pracy bloków jądrowych; stymulacja przez energetykę jądrową rozwoju wielu dziedzin nauki i gospodarki. Awaria w Fukushimie przyhamowała w pewnym stopniu szybko rozwijający się renesans energetyki jądrowej, kilka krajów zdecydowało o rezygnacji z energetyki jądrowej, a niektóre odłożyły swoje decyzje na rok lub kilka lat. Tym niemniej ogólna tendencja dość szybkiego rozwoju w skali ogólnoświatowej została utrzymana. W budowie na świecie jest obecnie jądrowych bloków energetycznych w 13 państwach (+ Tajwan), o łącznej mocy zainstalowanej: MWe. Najwięcej w: Chinach (26), Rosji (11) i Indiach (7). Aktualnie 57 na świecie planowanych jest 150 jądrowych bloków energetycznych o łącznej mocy zainstalowanej netto ok. 177 GWe, oprócz tego rozpatrywanych jest ponad 330 dalszych bloków. 25 państw nie posiadających jeszcze energetyki jądrowej aktualnie planuje lub rozważa budowę elektrowni jądrowych 58. Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA) przewiduje, że w roku 2020 moc zainstalowana w elektrowniach jądrowych wyniesie od 437 GWe do 542 GWe. Szacunki do roku 2030 wskazują na przedział GWe, przy czym największy wzrost mocy zainstalowanej będzie miał miejsce w państwach już eksploatujących elektrownie jądrowe. Wg. danych francuskiej firmy elektroenergetycznej Électricité de France (EDF) do 2025 r. planuje się uruchomienie jądrowych bloków energetycznych o łącznej mocy ok. 440 GWe (Rys. 3.24) to ok. 12-krotnie więcej niż moc zainstalowana w polskim systemie elektroenergetycznym w 2010 r. 56 Stan na dzień r. wg. IAEA Power Reactor Information System. 57 Wg. stanu na luty 2012 r.: 58 Wg. stanu na sierpień 2011 r.: 106

107 Rys Prognozowa EDF budowy nowych EJ do 2025 r Przegląd sytuacji energetyki jądrowej na świecie po Fukushimie Aktualny stan rozwoju energetyki jądrowej na świecie pokazano na poniższej mapce (Rys. 3.25). Realizowany program EJ Zamrożony program EJ, budowa EJ wstrzymana Stopniowe wycofywanie się z EJ, anulowane plany budowy nowych EJ plany Wycofywanie się z EJ, wyłączanie EJ Rys Aktualny stan rozwoju energetyki jądrowej na świecie [AREVA. Post-Fukushima: Impact on Nuclear Power Sektor Worldwide. January 2012]. 107

108 Europa Belgia postanowiła zakończyć eksploatację obecnie pracujących reaktorów po upływie ich 40-letniego okresu pracy i nie budować nowych. Białoruś rozpoczęła budowę pierwszej elektrowni jądrowej z dwoma reaktorami III. generacji typu WWER 1200 (AES-2006) o mocy 1200 MWe każdy 59. Pierwszy blok ma rozpocząć pracę w 2017 a drugi w 2018 roku. Bułgaria zadecydowała o przeniesieniu budowy 2 nowych jądrowych bloków energetycznych z lokalizacji Belene do EJ Kozłoduj 60. Czechy eksploatują pomyślnie elektrownię jądrową w Dukowanach z 4 blokami WWER 440 i w Temelinie z dwoma blokami WWER-1000 i prowadzą przetarg na dwa nowe bloki w EJ Temelin 61 ( r. zostały otwarte oferty dostawców 62 ). Finlandia. Pomyślnie pracują elektrownie jądrowe w Loviisa z dwoma blokami WWER- 440/213 oraz w Olkiluoto z dwoma reaktorami BWR. Budowa bloku Olkiluoto 3 dobiega końca. Poza OIkiluoto 3 podjęto już decyzje o budowie dalszych dwóch elektrowni jądrowych dużej mocy 63. Francja. Prowadzi pomyślnie eksploatację wszystkich 56 bloków jądrowych z reaktorami PWR o mocy 900, 1300 i 1400 MWe, produkując najtańszą energię elektryczną w Europie. Budowany jest reaktor EPR w Flamanville 3 z terminem ukończenia w 2016 roku i zaplanowana jest budowa reaktora EPR w Penly 3. Stare reaktory w Fessenheim zostaną zatrzymane w połowie 2013 roku w celu wzmocnienia płyty fundamentowej pod zbiornikiem reaktora. Wykonanie tego wzmocnienia pozwoli na dalszą pracę obu bloków przez 10 lat. Jest to wymaganie dozoru jądrowego ASN 64. Pozostałe reaktory francuskie będą nadal pracowały. Hiszpania. Wszystkie hiszpańskie elektrownie jądrowe pracują pomyślnie. Część ich mocy zakupiły prywatne firmy włoskie, chcąc skorzystać z taniej produkcji energii elektrycznej. Rząd hiszpański, który od wielu lat był nastawiony wrogo wobec energetyki jądrowej przekonał się, że OZE są bardzo drogie i zdecydował się zmienić stosunek do elektrowni jądrowych, pozwalając w szczególności na przedłużenie pracy EJ Garona 65. Holandia ma jeden reaktor energetyczny w Borssele, dostarczający około 4% jej energii elektrycznej. Proponowane jest zbudowanie nowego reaktora. Podjęta po Czarnobylu decyzja o wycofaniu się z energetyki jądrowej została odwołana. Rośnie poparcie społeczne i polityczne dla rozbudowy energetyki jądrowej. 66 Rząd podjął decyzję zezwalającą na przedłużenie eksploatacji bloku Borssele do 2034 r. Litwa zawarła z koncernem GE Hitachi umowę na budowę elektrowni z reaktorem ABWR o mocy ok MWe w Visaginas. Niemcy wyłączyły 8 najstarszych jądrowych bloków energetycznych. Wszystkie pozostałe pracują pomyślnie. Jednak do 2020 Niemcy planują zlikwidować energetykę jądrową. Rosja eksploatuje 33 reaktory energetyczne o łącznej mocy MWe. Aktualny program federalny przewiduje wzrost udziału energetyki jądrowej do 25-30% w 2030 r. do 45-50% w Bidding starts for Olkiluoto 4 26 March html

109 2050 i do 70-80% w końcu XXI wieku 67. Rosatom zamierza zbudować 70 nowych jądrowych bloków energetycznych do 2030 roku, z tego 56 w Rosji, pozostałe przeznaczone na eksport. 68 Słowacja prowadzi eksploatację EJ Bohunice z dwoma blokami WWER 440/213 i Mochovce z dwoma blokami WWER-440/213. Ponadto włoska firma ENEL kontynuuje budowę dwóch nowych bloków w EJ Mochovce (tego samego typu) i planuje rozpoczęcie budowy kolejnego bloku jądrowego w EJ Bohunice. Słowenia prowadzi nadal eksploatację reaktora energetycznego w Krsko i rozważa zbudowanie drugiej elektrowni jądrowej. Szwajcaria prowadzi nadal eksploatację istniejących elektrowni jądrowych, ale zdecydowała nie budować nowych EJ. Szwecja. W 2009 roku rząd Szwecji zezwolił na odbudowę mocy EJ, a w czerwcu 2010 r. parlament przyjął uchwałę zezwalającą na budowanie nowych elektrowni o większej mocy na miejsce obecnie pracujących. Ukraina ma 15 jądrowych bloków energetycznych, które wytwarzają połowę potrzebnej jej energii elektrycznej. W 2004 roku rozpoczęły prace dwa nowe bloki. Rząd Ukrainy zamierza budować dalsze bloki jądrowe, tak by do 2030 roku udział energii jądrowej pozostał na poziomie 50%. Oznacza to doprowadzenie łącznej mocy elektrowni jądrowych z MWe w chwili obecnej do MWe 69. Węgry prowadzą eksploatację 4 bloków WWER-440/213 w EJ Paks i chcą budować następne bloki, co zwiększy udział energii jądrowej w energetyce węgierskiej do 60% 70. Wielka Brytania. Mimo doskonałych warunków wiatrowych silne i stałe wiatry znad Atlantyku eksperci brytyjscy doszli do wniosku, że farmy wiatrowe nie wystarczą. Potrzebna jest energetyka jądrowa. Wielka Brytania stara się zapewnić inwestorom w przemyśle jądrowym i w OZE gwarantowane ceny, które pozwolą na realizację ogromnych potrzebnych inwestycji ocenianych na 175 mld euro 71. Pierwsze kontrakty na budowę EJ Hinkley Point C z dwoma reaktorami EPR o łącznej mocy MWe zostały już podpisane 72. Dalsze dwa reaktory EPR powstaną w EJ Sizewell C. Włochy zadecydowały nie wznawiać programu nuklearnego. Unia Europejska będzie wspierać rozwój energetyki jądrowej 73. Zgodnie z koncepcją Komisji Europejskiej w państwach członkowskich do 2030 roku ma powstać 40 nowych siłowni. Zdaniem unijnego Komisarza ds. Energii Günthera Oettingera Bruksela postrzega elektrownie atomowe jako przyszłościowe, ze względu na produkcję czystej i taniej energii Azja Arabia Saudyjska. Program rozwoju energetyki jądrowej jest kontynuowany. Do 2039 roku przewidziano zbudowanie 16 bloków. Bangladesz podpisał z Rosją umowę o budowie dwóch bloków z reaktorami WWER Dla Chin i Indii energetyka jądrowa jest niezbędna i rozwija się szybko blogstroyka.rosatom.ru/2011/10/70-novyih-blokov-k-2030-godu/ Węgry chcą więcej atomu w energetyce, wnp.pl (DM) :

110 W Chinach działa 15 jądrowych bloków energetycznych 74, 25 jest w trakcie budowy, a kolejnych 28 ujętych jest w planach rządowych. W 2011 roku po awarii w Fukushimie wstrzymano wydawanie licencji na rozpoczęcie budowy nowych bloków, ale po przeprowadzeniu akcji stress-testów dozór jądrowy Chin potwierdził, że chińskie reaktory są bezpieczne i można je dalej budować. Korzystając z umowy zawartej z firmą Westinghouse, która zapewniła Chinom dostęp do rozwiązań projektowych reaktora AP1000, Chińczycy dokonują transferu technologii z AP1000 do chińskich bloków CAP Indie. Rząd planuje uruchomić elektrownie jądrowe o mocy MWe do 2020 r., a o mocy MWe do Dozór jądrowy w Indiach otrzymał większe uprawnienia, tak że cieszy się on teraz niezależnością od organizacji produkujących energię elektryczną. Budowa EJ Jaitpur jest kontynuowana. Zapotrzebowanie na energię elektryczną w Indiach szybko rośnie. W 2011 roku elektrownie jądrowe w Indiach miały łączną moc MWe i dostarczyły 20 TWh. Łączne doświadczenie eksploatacyjne do końca 2011 roku wyniosło 350 reaktoro-lat. W dalszej perspektywie Komisja Energii Atomowej przewiduje, że moc elektrowni jądrowych do roku 2060 dojdzie do 500 GWe 76. Indonezja prowadzi rozmowy z firmami koreańskimi i japońskimi w sprawie budowy pierwszej elektrowni jądrowej. Iran rozpoczął eksploatację elektrowni jądrowej w Bushehr. Japonia. Wstrzymano eksploatację wszystkich jądrowych bloków energetycznych dla sprawdzenia ich odporności na maksymalne katastrofy naturalne. Równolegle przeprowadzono reorganizację dozoru jądrowego, zapewniając jego niezależność i nadając mu znacznie większe uprawnienia niż poprzednio. Po pomyślnym przeprowadzeniu akcji stress-testów, japońskie elektrownie jądrowe zaczęły wznawiać pracę. Pierwszymi blokami na nowo uruchomionymi były dwa bloki EJ Ohi 77. W EJ Hamaoka wprowadzane są ulepszenia w celu podwyższenia bezpieczeństwa. Korea Płd. ma obecnie 23 jądrowe bloki energetyczne o mocy 20,7 GWe, które dostarczają jedną trzecią energii elektrycznej dla tego kraju. W połowie 2011 r. Korea potwierdziła zamiar rozbudowy energetyki jądrowej tak, by dostarczała ona w 2030 roku 59% energii elektrycznej. Moc elektrowni jądrowych ma wzrosnąć do 27 GWe w 2020 r. i do 43 GWe w 2030 roku 78. Po awarii w Fukushimie zwiększono niezależność dozoru jądrowego. Pakistan rozpoczął w maju 2011 budowę bloku Chasnupp-3, zaledwie w dwa miesiące po podłączeniu do sieci bloku Chasnupp-2. Taiwan. Prowadzone obecnie budowy elektrowni jądrowych są kontynuowane i zostaną zakończone, natomiast nie przewiduje się przedłużania dozwolonego okresu pracy starych bloków. Turcja kupiła od Rosji 4 bloki z reaktorami WWER (AES-2006) o mocy 1200 MWe każdy i planuje następne. Wietnam podpisał z Rosją umowę o budowie dwóch reaktorów WWER Budowa ma rozpocząć się w 2014 r. na zasadzie realizacji pod klucz. Elektrownia ma rozpocząć pracę w 2020 roku. Wietnam podpisał także porozumienie międzyrządowe z Japonią, która ma zbudować drugą elektrownię jądrową w prowincji Ninh Thuan, z dwoma reaktorami, które zaczną pracę w latach Zjednoczone Emiraty Arabskie kupiły od Korei Południowej 4 bloki typu APR-1400, o mocy po 1400 MWe, a według ich ocen energia jądrowa będzie dwukrotnie tańsza of OZE UAE: Nuclear will be the energy bridge for the region 110

111 Afryka Egipt wybrał lokalizację dla elektrowni jądrowej ale odłożył rozpoczęcie programu jądrowego ze względu na zamieszki wewnątrz kraju. RPA. RPA jest jedynym krajem w Afryce mającym działającą elektrownię jądrową. Dwa bloki w EJ Koeberg (typu PWR o mocy 900 MWe każdy, dostawy Framatome) dostarczają około 5% energii elektrycznej. Plan rozwoju energetyki w RPA przewiduje zbudowanie elektrowni jądrowych o łącznej mocy MWe. Firma energetyczna ESKOM planuje zbudowanie EJ o łącznej mocy 20 GWe do 2025 roku. Decyzji w sprawie tych planów jeszcze nie podjęto Ameryki Argentyna ma 2 jądrowe bloki energetyczne w eksploatacji, trzeci w budowie i w przyszłym roku zamierza podjąć decyzję co do wyboru technologii dla czwartego bloku 81. Wstępnie zakwalifikowano reaktor ATEMEA 1 (konsorcjum AREVA i MHI) o mocy 1100 MWe jako najlepiej odpowiadający potrzebom Argentyny. Brazylia. W Brazylii pracują 2 jądrowe bloki energetyczne Angra-1 i Angra-2, o mocy netto odpowiednio 630 i MWe. Trzeci blok Angra-3 ma być bliźniaczo podobny do bloku Angra-2. Jest to blok z reaktorem PWR o mocy MWe. Zakończenie jego budowy zaplanowano na 2015 rok. Greenpeace na swej stronie internetowej wzywa banki by odmówiły finansowania projektu Angra Dalsze plany rządu Brazylii przewidują zbudowanie po 2015 r. dalszych 4 reaktorów energetycznych o mocy 1000 MWe każdy. Do 2030 r. moc brazylijskich elektrowni jądrowych ma dojść do 8 GWe. Kanada. Około 15% energii elektrycznej w Kanadzie produkują elektrownie jądrowe z 17 reaktorami o łącznej mocy ponad 12 GWe. Kanada planuje rozbudowę energetyki jądrowej dodając w następnej dekadzie 2 dalsze reaktory energetyczne. 83 Meksyk ogłosił plany rozbudowy czystej energetyki, opartej na wietrze i na energii jądrowej 84. Według scenariusza środkowego, moc energetyki jądrowej wzrośnie trzykrotnie do 2026 roku i będzie oznaczać zbudowanie elektrowni jądrowych o mocy ponad 4 GWe. USA. Urząd Dozoru Jądrowego (US NRC) wydał licencje dla projektu reaktora III generacji AP1000 oraz rozpatruje projekty reaktorów EPR, ESBWR i ABWR, a także udzielił pierwszych połączonych zezwoleń na budowę i eksploatację nowych elektrowni jądrowych, po dwa bloki AP1000 w EJ Vogtle (luty 2012) i EJ Summer (marzec 2012) 85. Są to pierwsze licencje na budowę elektrowni jądrowych po przerwie trwającej od 1979 roku. Bloki te mają rozpocząć pracę w latach Wznowiono także budowę bloku Watts Bar 2, zaczętą w 1972 roku i przerwaną wskutek protestów organizacji antynuklearnych. Poparcie dla energetyki jądrowej w USA rośnie jednak z każdym rokiem. W rok po awarii w Fukushimie zdecydowana większość obywateli USA 81% uważa energię jądrową za ważne źródło energii na przyszłość. Ogromna większość Amerykanów (71%) uważa amerykańskie reaktory za pewne i bezpieczne 86, a 80% uważa, że USA powinny wykorzystać lekcje Fukushimy dla dalszego doskonalenia reaktorów

112 3.5.2 Dlaczego niektóre kraje rezygnują z energetyki jądrowej? W wielu krajach energetyka jądrowa bywa używana w agitacji wyborczej przez partie polityczne częściej centrolewicowe, zawiązujące koalicje z zielonymi wg. schematu: nastraszyć społeczeństwo rzekomo olbrzymimi zagrożeniami związanymi z energetyką jądrową i obiecać, że po dojściu do władzy się je przed tymi zagrożeniami uchroni! W Europie najbardziej antynuklearna jest Austria, a po awarii w Fukushimie także Niemcy ponownie oficjalnie zdecydowały o wycofaniu się energetyki jądrowej. W latach (do czasu awarii w Fukushimie) obserwowano wzrost zainteresowania energetyką jądrową w Europie nawet w krajach takich jak Włochy, Szwecja, Szwajcaria i Holandia, w których przez kilkanaście lub więcej lat obowiązywały zakazy budowy elektrowni jądrowych lub zlikwidowano energetykę jądrową. Jednakże pod silnym wrażeniem tego co się wydarzyło w Fukushimie Włochy 87 i Szwajcaria 88 ponownie zrezygnowały z rozwoju energetyki jądrowej, natomiast Szwecja i Holandia podtrzymały swoje zainteresowanie utrzymaniem i rozwojem energetyki jądrowej. Z dużych krajów europejskich utrzymanie i rozwój energetyki jądrowej zadeklarowały i potwierdziły (także i po Fukushimie) Wielka Brytania i Hiszpania. W Wielkiej Brytanii w styczniu 2008 r., po dwuletnich analizach ekonomicznych i obszernej dyskusji społecznej, rząd wydał Białą Księgę uzasadniającą konieczność budowy nowych elektrowni jądrowych. Mimo protestów Greenpeace decyzja ta spotka się z aprobatą społeczną. Nawet minister gospodarki w opozycyjnym gabinecie cieni oświadczył, że opozycja uważa za swój obywatelski obowiązek odłożyć na bok spory polityczne i walkę o głosy wyborcze i współpracować z rządem dla dobra kraju na rzecz rozwoju energetyki jądrowej. Powrót do energetyki jądrowej ogłosiła w lutym 2009 r. również Szwecja kraj, który przez wiele lat (od referendum w 1980 r.) deklarował zamiar odejścia od energii jądrowej. W czerwcu 2010 r. decyzję rządu w tej sprawie zatwierdził szwedzki parlament Riksdag. Aktualny plan przewiduje budowę nowych jądrowych bloków energetycznych w lokalizacjach istniejących EJ i sukcesywne zastępowanie nimi obecnie eksploatowanych bloków. Poniżej zwięźle opisano sytuację w dwóch krajach europejskich, w których energetyka jądrowa stała się zakładnikiem w grze politycznej: Austrii i Niemczech Austria We wczesnych latach 70-tych główne austriackie partie polityczne rządząca Partia Socjalistyczna (SPÖ) i Partia Chrześcijańsko-Demokratyczna (ÖVP, najważniejsza partia opozycyjna) popierały rozwój energetyki jądrowej. Krytyczne stanowisko zajmowała jedynie mała opozycyjna Partia Liberalna. Budowę pierwszej elektrownię jądrowej (EJ) rozpoczęto w 1972 r. w Zwentendorf (1 blok o mocy 730 MW z reaktorem BWR), miała ona pokryć 10% zapotrzebowania kraju na energię elektryczną. Do 1985 r. planowano wybudowanie elektrowni jądrowych o łącznej mocy 3000 MW. Jednakże od połowy lat 70-tych w Austrii zaczął rozwijać się ruch antynuklearny, który ogarnął wówczas kilka krajów zachodnich wyrósł on na fali protestów środowisk studenckich, lewicowych i lewackich przeciwko imperializmowi, zwłaszcza wojnie wietnamskiej. W kwietniu 1977 r. kilka organizacji pozarządowych z różnych krajów organizowało w Salzburgu międzynarodową konferencję antynuklearną, a od jesieni tego roku rozpoczęły się demonstracje przeciwników energetyki jądrowej w Zwentendorfie i kilku dużych miastach Austrii. 87 W związku z negatywnym dla EJ wynikiem referendum w połowie czerwca 2011 r. 88 Decyzja rządu szwajcarskiego z r. o nie budowaniu nowych EJ, istniejące elektrownie będą jednak eksploatowane do czasu zakończenia ich resursu (prawdopodobnie do 2034r.) 112

113 Kampania informacyjna o energii jądrowej podjęta przez rząd na jesieni 1976 r. nie przyniosła pozytywnego skutku w prasie zaczęło pojawiać się coraz więcej krytycznych informacji o energii jądrowej (podnoszono m.in. kwestie zagrożenia uwolnieniem substancji promieniotwórczych oraz nierozwiązany problem odpadów promieniotwórczych). Odtąd energetyka jądrową, a w szczególności uruchomienie pierwszej EJ w Zwentendorfie, stała się w Austrii palącym problemem politycznym największa partia opozycyjna ÖVP zmieniła swoje stanowisko (jej lider stwierdził, że jest wprawdzie za energetyką jądrową, lecz przeciw EJ Zwentendorf bo jest ona niebezpieczna w wielu aspektach ), a także niektórzy posłowie z rządzącej Partii Socjalistycznej przestali popierać energetykę jądrową. W tej skomplikowanej sytuacji politycznej socjalistyczny kanclerz Bruno Kreisky ogłosił referendum na 5 listopada 1978 r., twierdząc że jest pewien iż większość społeczeństwa opowie się za energetyką jądrową. Kanclerz Kreisky zadeklarował jednocześnie, że ustąpi ze stanowiska jeśli wynik referendum okaże się negatywny. Wówczas to opozycyjna ÖVP dostrzegła szansę na pozbycie się Kreisky ego i w efekcie wielu jej członków popierających energetykę jądrową w referendum zagłosowało przeciw. Na kilka tygodni przed referendum sondaże wykazywały, że znacząca większość respondentów popiera energetykę jądrową. Jednakże wzmożona akcja przeciwników, którzy tuż przed referendum, rozpowszechnili zarzuty o rzekomych problemach bezpieczeństwa EJ Zwentendorf, okazała się skuteczna. Referendum, w którym wzięło udział niecałe 2/3 uprawnionych (ok. 5 mln osób) zostało przegrane: 31,6% uprawnionych zagłosowało przeciw EJ, a 31,0% było za EJ a więc energetyka jądrowa w Austrii została odrzucona zaledwie głosów na 5 mln! W efekcie wyników tego referendum r. parlament Austrii uchwalił ustawę zakazującą energetyki jądrowej w tym kraju, do zmiany tej ustawy potrzeba większości 2/3 głosów! Jednak oponenci polityczni kanclerza Kreisky ego i tak nie osiągnęli swojego celu, bo nie zrezygnował on ze stanowiska jak zapowiadał. W następnych latach antynuklearne nastroje w Austrii zostały wzmocnione po awariach w EJ Three Mile Island (1979 r. USA) i EJ Czarnobyl (1986 r., ZSRR). EJ Zwentendorf, której budowa praktycznie była na ukończeniu, nie została uruchomiona (część jej wyposażenia technologicznego odsprzedano, ale większość pozostała na miejscu jako rodzaj historycznego pomnika jądrowego sytuacja przypominająca nasz Żarnowiec ). Na początku lat 90-tych decyzją kanclerza Vranitzky ego zlikwidowano austriacką Komisję Bezpieczeństwa Reaktorów RSK (utworzoną w 1978 r. celem zachowania kompetencji w dziedzinie EJ), a w jej miejsce powołano zespół zwany Forum für Atomfragen (FAF) złożony głównie z aktywistów antynuklearnych. FAF stanowi obecnie zaplecze eksperckie wspomagające kolejne rządy austriackie w ich krucjacie przeciw energetyce jądrowej, skierowanej przede wszystkim przeciw rozwojowi energetyki jądrowej w krajach sąsiadujących z Austrią, zwłaszcza na Słowacji i w Czechach. Austria próbowała najpierw (w latach ) zablokować uruchomienie najpierw słowackiej EJ Mohovce, a następnie (w latach ) czeskiej EJ Temelin. W Austrii ponad 60% energii elektrycznej wytwarzanej jest z odnawialnych źródeł energii (lwia część w hydroelektrowniach ponad 50%), ok. 20% w elektrowniach opalanych paliwami kopalnymi, a pozostała część (do 20%) jest importowana głównie z Francji. Jak widać antynuklearna polityka nie przeszkadza importować energii wytwarzanej we francuskich elektrowniach jądrowych bo jest ona tania! Niemcy W Niemczech, do czasu awarii czarnobylskiej ( r.), rozwój energetyki jądrowej wspierały kolejne rządy i wszystkie główne partie polityczne. Lecz, w związku ze społecznym niepokojem wywołanym tą awarią, w sierpniu 1986 r. partia SPD - będąca wówczas w opozycji - podjęła uchwałę wzywającą do rezygnacji z energii jądrowej w ciągu 10 lat. Od tej pory energetyka jądrowa jest w Niemczech przedmiotem politycznych sporów. 113

114 Rządy koalicji centroprawicowej (CDU-CSU i FPD) wspierały utrzymanie energetyki jądrowej. Jednakże w 1998 r. wybory do Bundestagu wygrała SPD, zawiązując koalicję rządową z Partią Zielonych (mającą wówczas tylko 6,7% poparcia), bardzo aktywnie i programowo zwalczającą energetykę jądrową. Realizując swoje obietnice wyborcze nowa koalicja rządowa, podjęła działania zmierzające do jak najszybszego wycofania się z energetyki jądrowej przez odpowiednie zmiany prawa. Po długich sporach z firmami energetycznymi, zawarto następujący kompromis: określono pułap ilości energii elektrycznej jaką mogą jeszcze wytworzyć wszystkie EJ (wówczas 19 bloków) na TWh co odpowiada średnio 32 latom ich eksploatacji oraz ustalono harmonogram wyłączania bloków jądrowych; Rząd zobowiązał się respektować prawo firm energetycznych do eksploatacji istniejących elektrowni jądrowych, oraz zagwarantował, że tak eksploatacja elektrowni jak i związane z nią usuwanie odpadów będą chronione przed jakąkolwiek motywowaną politycznie ingerencją. Umowa pomiędzy rządem federalnym i firmami energetycznymi ws. energetyki jądrowej (podpisana w czerwcu 2001r.) zawierała także: zakaz budowy nowych elektrowni jądrowych, oraz nakaz składowania wypalonego paliwa na terenie elektrowni. Spory o energetykę jądrową uniemożliwiły wypracowanie całościowego konsensusu ws. polityki energetycznej, zaś liderzy opozycji zapowiedzieli odwrócenie tych decyzji, po ponownym dojściu do władzy. Równolegle z dążeniem do likwidacji energetyki jądrowej, rząd SPD-Zieloni wprowadził w 2000 r. szczególne preferencje dla OZE, co doprowadziło do ich dynamicznego rozwoju - szczególnie energetyki wiatrowej, ale także innych źródeł nawet fotowoltaicznych, w ostatnich latach intensywnie rozwijają się też źródła biogazowe. Efektem tej polityki są rosnące ceny energii elektrycznej (należące do najwyższych wśród krajów OECD), problemy z planowaniem i prowadzeniem ruchu sieci, oraz zbilansowaniem mocy systemu z zapotrzebowaniem. Wybory do Bundestagu w 2006 r. nie przyniosły wyraźnego rozstrzygnięcia partie chadeckie (CDU-CSU) wygrały nieznacznie, co zmusiło je do zawarcia wielkiej koalicji z SPD, która jako jeden z warunków zawarcia tej koalicji postawiła utrzymanie polityki wycofywania się z energetyki jądrowej. Obecnie w Niemczech eksploatowanych jest 17 jądrowych bloków energetycznych o mocy zainstalowanej MWe (20,6% mocy zainstalowanej w systemie elektroenergetycznym), wytwarzających ponad 26% energii elektrycznej. Dotychczas wyłączono z eksploatacji 2 bloki jądrowe o łącznej mocy 1029 MWe (w 2003 r. i 2005 r.), oraz (w 2003 r.) rozpoczęto demontaż jednego nieczynnego bloku o mocy 1219 MWe. Deutsche Bank, niemieckie firmy energetyczne oraz MAEA ostrzegły, że kontynuacja polityki likwidowania energetyki jądrowej spowoduje: nie osiągnięcie przez Niemcy planowanych celów ograniczenia emisji CO 2, dalszy wzrost cen energii elektrycznej, długotrwałe wyłączenia zasilania, oraz dramatyczny wzrost uzależnienia kraju od importowanego z Rosji gazu ziemnego. Po wielu latach intensywnej antynuklearnej propagandy społeczeństwo niemieckie jest obecnie bardzo podzielone w stosunku do energii jądrowej. Wprawdzie do niedawna większość Niemców opowiadała się za kontynuowaniem eksploatacji istniejących elektrowni jądrowych, np. na początku 2007r. 61% (34% było za skróceniem okresu eksploatacji EJ), jednak sondaż przeprowadzony w 2008 r. wykazał, że tyle samo respondentów było za co i przeciw (po 46%). Przed wyborami do Bundestagu we wrześniu 2009 r. kanclerz Angela Merkel stwierdziła, że polityka przedwczesnego wyłączania z eksploatacji EJ jest błędna i, że w razie wygrania wyborów CDU będzie dążyć do wycofania się z tej polityki. Ostatecznie - po roku sporów politycznych i negocjacji r. rząd CDU-FDP zgodził się na przedłużenie 114

115 pozwolenia na eksploatację o 8 lat reaktorów uruchomionych przed 1980 r. oraz o 14 lat reaktorów uruchomionych od 1980 r. w stosunku do dat przewidzianych w ustawie likwidacyjnej z 2002 r., uchwalonej przez "czerwono-zieloną" koalicję SPD-Zieloni. W zamian za wydłużenie okresu eksploatacji swoich elektrowni, ich eksploatatorzy zostali obłożeni kolejnymi dotkliwymi podatkami. Pierwszy z nich dotyczy opłat od każdego grama paliwa jądrowego - w wysokości 145 od każdego grama UO 2. Łącznie będzie to 2,3 mld rocznie od wszystkich operatorów. Podatek ma obowiązywać przez 6 lat. Drugi podatek to stała opłata na rzecz wsparcia rozwoju Odnawialnych Źródeł Energii (OZE). W latach wyniesie ona 300 mln rocznie, w latach spadnie do 200 mln rocznie, a następnie zastąpi ją podatek od każdej wyprodukowanej MWh energii elektrycznej (0,9 /MWh). Nowa polityka energetyczna Niemiec określa energetykę jądrową i węglową mianem technologii pomostowych, które mają umożliwić stopniowe przestawienie się gospodarki niemieckiej na OZE. Zgodnie z planem w roku 2050 Niemcy mają wytwarzać 80% energii elektrycznej w OZE (zdaniem specjalistów w dziedzinie elektroenergetyki plany te są całkowicie nierealne). Niestety sytuacja zmieniła się radykalnie na niekorzyść niemieckiej energetyki jądrowej w następstwie awarii w Fukushimie. Najpierw, już marciu 2011 r., rząd niemiecki nakazał wyłączenie wszystkich elektrowni jądrowych na okres 3 miesięcy, podczas którego miały zostać przeprowadzone oceny bezpieczeństwa i ponownie rozważona polityka energetyczna kraju. A ponadto, Kanclerz Angela Merkel nakazała niezwłocznie wyłączyć z ruchu wszystkie jądrowe bloki energetyczne uruchomione do 1980 r. Łącznie z jednym blokiem już wcześniej wyłączonym, było to razem 8 bloków o łącznej mocy MWe (co stanowiło ok. 6,4% całkowitej mocy zainstalowanej w niemieckim systemie elektroenergetycznym). W maju 2011 r. niemiecka Komisja Bezpieczeństwa Reaktorów (Reaktorsicherheitkommission RSK) stwierdziła, że wszystkie 17 niemieckie reaktory są bezpieczne (co zresztą zostało później potwierdzone także podczas tzw. stress testów zarządzanych przez Komisję Europejską). Jednakże pomimo tego, wobec narastającej presji antynuklearnych krajów związkowych, 30 maja 2011 r. rząd federalny zdecydował powrócić do poprzedniego (tj. narzuconego w 2001 r. przez rząd rząd SPD-Zieloni) planu skrócenia czasu eksploatacji elektrowni jądrowych, jednocześnie utrzymując podatek od paliwa jądrowego. Decyzja ta została zatwierdzona przez Bundestag (pod koniec czerwca 2011 r.), a następnie potwierdzona przez Bundesrat ( r.). Obie izby niemieckiego parlamentu zatwierdziły też plan budowy nowych elektrowni węglowych i gazowych utrzymując przy tym cele redukcji emisji CO 2, oraz dalszego rozwoju energetyki wiatrowej. 4 przedsiębiorstwa energetyczne eksploatujące elektrownie jądrowe w Niemczech złożyły pozwy do sądów w sprawie kontynuowania poboru podatku paliwowego, który został narzucony w związku z przedłużeniem o 8 lub 14 lat okresu eksploatacji EJ zgodnie z umową zawartą z rządem federalnym w 2010 r. Ponadto, firmy te wystąpiły w stosunku do rządu z roszczeniami o odszkodowania za bezprawne wywłaszczenie na kwotę ok. 10 mld euro. We wrześniu 2011 r. Sąd Podatkowy w Hamburgu, uznał kontynuację poboru tego podatku za bezprawną, jednocześnie wyrażając poważne wątpliwości czy podatek ten jest w o ogóle zgodny z niemiecką konstytucją Stanowisko Parlamentu Europejskiego Uchwała Parlamentu Europejskiego z r. w sprawie konwencjonalnych źródeł energii i technologii energetycznych: Pkt 72: Energetyka jądrowa jest obecnie największym źródłem o niskiej emisji CO 2 w Europie i odgrywa ważną rolę w zwalczaniu zmian klimatycznych. Pkt 76: Rezygnacja z energii jądrowej spowodowałaby niemożność osiągnięcia ustalonych celów dotyczących redukcji emisji gazów cieplarnianych i zwalczania zmian klimatycznych. 115

116 Pkt 81: Znane światowe rezerwy uranu ocenia się na wystarczające na ponad 200 lat Pkt 82: Energia jądrowa ma długo-okresową przyszłość ( ) w skali czasowej rozciągającej się na tysiące lat, przy bardzo znacznym ograniczeniu objętości i aktywności ostatecznie wytwarzanych odpadów. Pkt 83: Energetyka jądrowa jest konkurencyjna ( ) Wspólnota powinna wspierać badania ukierunkowane na opracowanie technologii zrównoważonej energetyki jądrowej nowej generacji. Pkt 84: Na wytwarzanie energii w elektrowniach jądrowych nie będzie miało dużego wpływu wszelkie fluktuacje cen uranu, gdyż koszt paliwa w niewielkim stopniu wpływa na cenę energii elektrycznej. Pkt 89: Energia jądrowa może stworzyć synergię ze źródłami odnawialnymi, np. przez zapewnienie oryginalnych metod dla efektywnej i ekonomicznej produkcji wodoru lub biopaliw Zmiana stosunku do energetyki jądrowej czołowych ekologów Patrick Moore był w latach 70-tych współzałożycielem i dyrektorem słynnej organizacji ekologicznej Greenpeace. Odszedł z niej w 1986 r. Obecnie doradza organizacjom pozarządowym i władzom lokalnym w sprawach ekologicznych. Fragmenty wywiadu dla Gazety Wyborczej : W latach 70. i 80. twierdził Pan: Energetyka nuklearna to nuklearny holokaust. Skąd taka zmiana poglądów? - Na początku lat 70. byłem studentem ekologii, to był szczyt zimnej wojny, trwała wojna w Wietnamie. Uważaliśmy wtedy, że energetyka nuklearna i zbrojenia nuklearne są częścią jednej całości. Zmienił Pan zdanie? - Tak, kilka lat temu. Zapotrzebowanie świata na energię będzie rosło z roku na rok i nic tego nie zmieni, niezależnie od idealistycznych wizji ekologicznych. Klimatowi Ziemi grozi zagłada, jeśli będziemy dalej spalać tyle surowców energetycznych. Uznałem, że energetyka jądrowa to rozwiązanie zdecydowanie najlepsze. Tak samo jak ja zadanie zmieniło wielu działaczy ekologicznych. Jakie są dziś główne argumenty przeciwników energetyki jądrowej? - Najczęściej powtarzany jest argument strachu przed katastrofą, w której zginą tysiące ludzi. Moim zdaniem jest on nierealny i nieuczciwy. Od Czarnobyla minęło 20 lat, świat ani wcześniej ani później nie zanotował podobnego wypadku. W Ameryce Płn. działa 120 elektrowni jądrowych. I nigdy ani jedna osoba nie zginęła z powodu wycieku radioaktywnego. W kopalniach węgla kamiennego na świecie giną rocznie tysiące ludzi. W wypadkach samochodowych ginie rocznie kilkadziesiąt tysięcy Amerykanów. Mimo to nie zamykamy kopalń i nie przestajemy używać samochodów. James E. Lovelock niezależny naukowiec i działacz na rzecz ochrony środowiska. Najbardziej znany jest z zaproponowanej i propagowanej przez siebie hipotezy Gaja, w której postuluje on przyjęcie założenia, że Ziemia funkcjonuje jako super-organizm. Lovelock zaniepokojony zagrożeniami globalnego ocieplenia klimatu wskutek efektu cieplarnianego zerwał z poglądami głoszonymi przez wielu jego kolegów, działaczy na rzecz środowiska, oświadczając w 2004r., że Jedynie energia jądrowa może obecnie zatrzymać globalne ocieplenie. W 2005r. w toku dyskusji ws. przeszłości energetyki jądrowej w Wielkiej Brytanii oświadczył: Jestem Zielonym, i usilnie zachęcam moich przyjaciół z ruchu do porzucenia ich błędnego sprzeciwu wobec energii jądrowej. Fragmenty z artykułu Our Nuclear Lifeline : 116

117 Z kominów elektrowni i rur wydechowych samochodów pompowane są w niebo ogromne ilości gazów takich jak dwutlenek węgla, które zanieczyszczają środowisko i działają jak szklarnia, przegrzewając kulę ziemską. Najwyższe w historii wzrosty temperatury zbliżają się do progu, po przekroczeniu którego Ziemia znajdzie się w kryzysie. Zachodzące zmiany fizyczne będą nieodwracalne np. wzrastający poziom mórz zalewających nadbrzeżne miasta i tereny. ( ) Lina ratunkowa istnieje i kołysze się ona przed nami. Chwytając ją obecnie możemy uratować świat zarówno przed skutkami globalnego ocieplenia jak też zagrożeniami braku energii. Jest ona bezpieczna, sprawdzona, praktyczna i tania. Naszą liną ratunkową jest energia jądrowa. ( ) Korzyści z używania energii jądrowej zamiast paliw kopalnych są ogromne. Wiemy, że energia jądrowa jest bezpieczna, czysta i efektywna, ponieważ już teraz 137 reaktorów jądrowych wytwarza ponad 1/3 energii elektrycznej zużywanej przez Europę Zachodnią, 440 wszystkich reaktorów dostarcza 1/7 energii elektrycznej zużywanej na świecie. ( ) Rezygnacja z energii jądrowej właśnie teraz gdy jej najbardziej potrzebujemy do walki z globalnym ocieleniem jest szaleństwem. ( ) Pomysł Zielonych, że energia odnawialna może zapełnić lukę jaka powstanie po wyłączeniu wysłużonych elektrowni jądrowych, oraz pokryje stale rosnące zapotrzebowanie na energię, jest romantycznym nonsensem. Farmy wiatrowe są monstrualnie nieefektywne i potrzebują rezerwowego zasilania z elektrowni opalanych paliwami kopalnymi w czasie 3 na 4 dni, gdy wiatr nie wieje. Energia słoneczna jest śmiesznym marzeniem w północnej Europie. Także czołowi przedstawiciele ruchu ekologicznego w Wielkiej Brytanii oznajmili, że radykalnie zmieniają swą politykę i wezwali do poparcia energetyki jądrowej. W artykule stanowiącym punkt zwrotny w historii postaw ekologów wobec energetyki jądrowej, zamieszczonym w lewicowym czasopiśmie Independent, dotychczasowy kierownik Greenpeace UK, aktywista Partii Zielonych, Prezes Agencji Środowiska i czołowy dziennikarz ruchu ekologicznego zamieścili swe wyznania nawrócenia i wezwali do poparcia energetyki jądrowej. Stwierdziliśmy, że istnieje bardzo poważny problem zmiany klimatu i zasadniczym zadaniem ludzkości jest powstrzymanie emisji dwutlenku węgla i dekarbonizacja energetyki w ciągu następnych 20 do 30 lat oświadczył lord Smith, prezes Agencji Środowiska. Dziennikarz z czasopisma New Statesman, Mark Lynas, który jeszcze w ubiegłym roku publikował artykuły pod hasłem wyjść z energetyki jądrowej oświadczył, że antynuklearne kampanie z przeszłości uważamy dzisiaj za straszny błąd, za który cenę musi zapłacić klimat Ziemi. Cytował on przykład Austrii, gdzie uruchomiono elektrownie węglowe i spala się węgiel wskutek zatrzymania EJ Zwentendorf, która została w pełni zbudowana lecz została unieruchomiona wskutek rozgrywek politycznych. Elektrownia jądrowa Zwentendorf w Austrii miała dostarczyć 10% energii elektrycznej potrzebnej dla tego kraju, ale kampania antynuklearna doprowadziła do tego, że zamiast czystej energii jądrowej spala się węgiel. W komentarzu redakcyjnym, Chris Goodal z partii Zielonych wezwał do realistycznej debaty na temat polityki energetycznej, opisując nawet pewne niekorzystne cechy energii odnawialnej i przytoczył jako ostrzeżenie przykład Niemiec, gdzie węgiel ma zastąpić elektrownie jądrowe przedwcześnie wyłączone wskutek antynuklearnej polityki partii Zielonych. Stephen Tindale kierował brytyjską sekcją Greenpeace u od 2000 do 2005 roku. Oświadczył on na piśmie: To jest jak rodzaj nawrócenia religijnego. Przez długi czas postawa antynuklearna była istotą naszej postawy ekologicznej. Obecnie twierdzi on, że obecnie szeroko rozpowszechniony jest pogląd, że energetyka jądrowa nie jest idealna, ale jest lepsza niż zmiana klimatu. 117

118 3.6 Uwarunkowania polskiej energetyki węglowej Kurcząca się baza paliwowa Węgiel kamienny Wg. danych Państwowego Instytutu Geologicznego (PIG) udokumentowane zasoby bilansowe złóż węgla kamiennego wg. stanu na r. wynosiły 43,201 mld t. Prawie ¾ tych zasobów to węgle energetyczne, a pozostałe ¼ to głównie węgle koksujące. Zasoby złóż zagospodarowanych stanowią obecnie 37,2 % zasobów bilansowych (16,082 mld t). Węgiel wydobywany jest metodą podziemną. Dominującym systemem eksploatacji jest system ścianowy, z zawałem skał stropowych. Współczynnik wykorzystania zasobów geologicznych dotychczas wynosił 17%, co (teoretycznie) oznacza, że w przyszłości jedynie 17% z ogólnej ilości zasobów geologicznych może zostać wyeksploatowane [Kicki 89 ]. Przy aktualnie szacowanej wielkości zasobów bilansowych daje to ok. 7,4 mld t co przy obecnie stosowanym systemie wydobycia, w ilości na poziomie ok. 80 mln t/a, mogłoby wystarczyć na ok. 90 lat (wg. ARE S.A. 90 do ok. 100 lat) oczywiście w przypadku budowy nowych kopalń. Zasoby operatywne szacuje się na ok. 4,8 mld t, zasoby łatwodostępne ok. 2,6 mld t, zaś wystarczalność zasobów operatywnych na lat [Kicki, ARE 2007]. Przy czym, około 2030 r. wyczerpią się dotychczas eksploatowane pokłady węgla kamiennego. Rys Zasoby i wydobycie węgla kamiennego w Polsce w latach [Państwowy Instytut Geologiczny]. 89 Jerzy Kicki: Baza surowcowa Polski skrót (prezentacja) Określenie optymalnego zakresu i tempa rozwoju energetyki atomowej w Polsce w perspektywie 2030 r. Agencja Rynku Energii S.A., Warszawa, kwiecień

119 Wydobycie węgla kamiennego w Polsce spada z roku na rok o kilka procent, przy szybko rosnących kosztach i cenach oraz rosnącym imporcie. Wg. danych Ministerstwa Gospodarki wydobycie węgla kamiennego w okresie dziesięciolecia spadło o 36% (z 137,1 do 87,5 mln t). Zmiany zasobów i wydobycia węgla kamiennego w latach ilustruje powyższy wykres opracowany przez PIG (Rys. 3.25). Przyczyną wzrostu kosztów wydobycia i cen węgla są w dużej mierze coraz trudniejsze warunki geologiczne i większe głębokości (nierzadko przekraczające 1100 m) poziomów wydobywczych, lecz także presja na wzrost płac ze strony załóg kopalń, inspirowana przez wyjątkowo silne i mnogie związki zawodowe, które - konkurując ze sobą - częstokroć przelicytowują się w radykalizmie postulatów dotyczących płac i przywilejów górniczych, grożąc strajkami. Dodatkowo, ceny węgla zwiększają wysokie koszty jego transportu okazuje się, że transport węgla na Pomorze tańszy jest z Chin niż koleją ze Śląska! Krajowy węgiel kamienny jest obecnie niekonkurencyjny w stosunku do importowanego, stąd z roku na rok zwiększa się import tego surowca szczególnie dla zaopatrzenia odbiorców w północnej części kraju (10,5 mln t w 2009 r. głównie z Rosji, USA i Czech). Wg. prof. J. Lewandowskiego (Politechnika Warszawska) nie będzie możliwe utrzymanie dotychczasowej podaży węgla energetycznego i należy liczyć się ze spadkiem wydobycia z poziomu 80 mln t do 65 mln t, a i to w przypadku otwarcia nowych poziomów wydobycia 91. Informację tę potwierdza prof. J. Dubiński z GIG, wg. którego jeśli górnictwo nie będzie inwestować w budowę nowych kopalń i pól wydobywczych, to w 2030r. będzie mogło wydobywać najwyżej ok. 40 mln t węgla, a jeśli zainwestuje w nowe poziomy i przekopy to możliwości wydobywcze będą na poziomie mln t. Z danych zebranych przez naukowców z GIG wynika, że łączne potrzeby inwestycyjne górnictwa węgla kamiennego do 2020r. wynoszą blisko 28 mld zł. Dalsze przedłużenie żywotności górnictwa węgla kamiennego (o 40-50, może 60 lat) wymagałoby budowy nowych kopalń na obszarach nie zagospodarowanych przez istniejące kopalnie 92.. Jednakże węgiel z pozyskiwany nowych pokładów (nie mówiąc już o nowych kopalniach, których budowy zresztą obecnie się nawet nie planuje) będzie na pewno znacznie droższy od wydobywanego obecnie i może okazać się jeszcze bardziej niekonkurencyjny w stosunku do węgla importowanego lub innych nośników energii. Nawet po zrealizowaniu planowanych inwestycji należy liczyć się, w perspektywie lat , ze zmniejszeniem krajowego wydobycia węgla kamiennego o ok. ¼ w stosunku do obecnego poziomu i znacznego wzrostu jego cen Węgiel brunatny Wg. danych PIG geologiczne zasoby bilansowe węgli brunatnych w Polsce w 2008 r. wynosiły 13,563 mld t. Wydobycie w 2008 r. wyniosło 59,5 mln t. Wydobycie ma tendencje spadkową - od ok. 72 mln t w 1989r. do 59,5 mln t w 2008 r. Zmiany zasobów i wydobycia węgla brunatnego w latach ilustruje poniższy wykres opracowany przez PIG (Rys. 3.26). Największe i najważniejsze złoże węgla brunatnego występuje w Bełchatowie. Pochodzi z niego około 55% krajowego wydobycia. Pozostałą część krajowego zapotrzebowania na węgiel pokrywa wydobycie ze złoża Turów i złóż rejonu konińskiego: Pątnów i Adamów. Na złożu Bełchatów - pole Szczerców trwają prace udostępniające. Przygotowywane lub planowane są otwarcia nowych pól wydobywczych dla potrzeb zespołu elektrowni PAK: pole Tomisławice (kopalnia Konin) co wzbudziło już wiele protestów, oraz Koźmin, Grochowy Siąszyce i Rogoźno (kopalnia Adamów) Janusz Lewandowski: Możliwości rozwoju energetyki konwencjonalnej w Polsce. Materiały konferencji Przyszłość energetyki jądrowej w Polsce. Warszawa, 6 grudnia 2007r. 92 GIG: kurczą się zasoby węgla, potrzebne są inwestycje. PAP. CIRE.pl Konieczne jest uruchomienie nowych złóż węgla brunatnego. Rzeczpospolita. CIRE.pl

120 Wystarczalność obecnie eksploatowanych zasobów szacuje się na ok. 30 lat [Kicki, ARE]. Ostatnie doniesienia 94 mówią o udokumentowaniu wielkich zasobów węgla brunatnego w rejonie Legnicy i Gubina: Złoża legnickie: ogółem mld t, w tym 15 mld t zasobów udokumentowanych i nadających się do eksploatacji; Złoża gubińskie: 4,5 mld t. Rys Zasoby i wydobycie węgla brunatnego w Polsce w latach [Państwowy Instytut Geologiczny]. ARE S.A. wystarczalność złóż legnickich, w przypadku ich całkowitego zagospodarowania, szacuje na ok. 45 lat. Realność wykorzystania tych złóż wydaje się być jednak dyskusyjna a nawet wątpliwa, ze względu na: koszty budowy kopalń odkrywkowych (nadkład o grubości ok. 200 m) czego efektem byłaby wysoka cena energii elektrycznej (zwłaszcza, że elektrownia musiałaby być już wyposażona w układ usuwania CO 2 - CCS), problemy społeczne i ochrony środowiska (m.in. obszary chronione objęte programem Natura 2000 ). Budowa kopalni odkrywkowej wiąże się z dewastacją rozległego terenu oraz koniecznością przesiedlenia tysięcy ludzi (na początek kopalnia na złożu Legnica-Zachód ma zająć połowę gruntów gminy Miłkowice), a nawet przeniesienia koryt 2 rzek (Czarna Woda, Kaczawa), linii kolejowej i dróg zwłaszcza trasy projektowanej drogi szybkiego ruchu S-3 Legnica-Lubin 95. Podobnie trudne do realizacji wydają się też plany eksploatacji złóż gubińskich, których eksploatacja wymagałaby wysiedlenia 11 wsi w gminach Brodów i Gubin Jeśliby obecny poziom produkcji energii elektrycznej z węgla miał być utrzymany także po 2030r. (przy przewidywanym spadku o ok. ¼ wydobycia węgla kamiennego), to konieczne byłoby zapewnienia dostaw węgla brunatnego na poziomie ok. 60 mln t/a, co nie będzie możliwe bez otwarcia nowych odkrywek. Alternatywą jest znacznie większa skala rozwoju energetyki jądrowej, która pokrywałaby wówczas nie tylko zasadniczą część 94 Zbigniew Kasztelewicz: Górnictwo i energetyka oparta na węglu brunatnym w I połowie XXI wieku w Polsce. Konferencja PGE i SEP Energetyka atomowa w Polsce. Warszawa, r. 95 J. Balcewicz wywiad z prof. Z. Kasztelewiczem: Komu przeszkadza zagospodarowanie złoża legnickiego? Sporo krzyku nie wiadomo o co Energia Gigawat kwiecień Mieszkańcy gminy Brody boją się kopalni. Gazeta Wyborcza Zielona Góra. CIRE.pl Węgiel brunatny w okolicach Gubina: za i przeciw. Gazeta Wyborcza Zielona Góra. CIRE.pl

121 przyrostu zapotrzebowania na energię, ale też sukcesywnie zastępowałaby elektrownie węglowe (zwłaszcza na węglu brunatnym, w miarę jak wyczerpywać się będą złoża węgla). 121

122 3.6.2 Szkodliwość energetyki węglowej dla środowiska i jej skutki ekonomiczne Wytwarzanie ciepła i energii elektrycznej ze spalania węgla kamiennego lub brunatnego wiąże się z najbardziej szkodliwym, w porównaniu z innymi źródłami energii, wpływem na zdrowie ludności i środowisko przyrodnicze. Przy czym, bardziej szkodliwy jest wpływ energetyki opartej na węglu brunatnym (Rys. 3.27). Rys Widok na kopalnię węgla brunatnego i elektrownię. W procesie spalania węgla emitowane są do środowiska, w postaci gazów (CO 2 i CO, SO 2, NO x ), pyłów i popiołów, liczne szkodliwe pierwiastki (znaczna cześć tablicy Mendelejewa) i związki chemiczne, z których niektóre są truciznami (jak arsen, kadm, chrom, rtęć, ołów) lub mają działanie rakotwórcze (jak zwłaszcza cząstki respirabilne PM2.5 zawarte w pyłach). Polska elektroenergetyka emituje rocznie: ok. 720 tys. t SO 2 i 250 tys. t NO x ; ok. 150 mln t CO 2 i 30 tys. t CO; ok. 10 t rtęci; Zanieczyszczenia w postaci żużla, popiołów i pyłów (ok. 40 tys. t). Dwutlenek siarki i tlenki azotu powodują choroby dróg oddechowych, oraz kwaśne deszcze przyczyniające się do degradacji gleby i zwiększenia korozji. Dwutlenek węgla jest oczywiście gazem cieplarnianym, zaś tlenek węgla trującym. Oprócz tego elektrownie węglowe (i - choć w mniejszym stopniu - także kopalnie) emitują do środowiska także znaczne ilości materiałów promieniotwórczych (różnych radionuklidów), o wiele więcej i znacznie bardziej szkodliwych dla zdrowia (są to bowiem izotopy ciężkich metali: uranu, toru, a zwłaszcza radu o dużej radiotoksyczności Ra 226 i Ra 228 ) niż emitowane przez elektrownie jądrowe (głównie radioaktywne gazy szlachetne). 122

123 Radionuklidy te podobnie jak inne odpady emitowane przez energetykę węglową są w sposób zupełnie niekontrolowany rozpraszane w środowisku (w popiołach i pyłach, oraz w wodach z odwodnień kopalń zrzucanych do rzek), powodując skażenia powietrza, gruntu i wód. 98 Ok. 3 mln t węgla / rok Ok. 7 mln t odpadów / rok, w większości gazowych: ok. 6 mln t CO 2, 35 tys. t SO 2, 15 tys. t NO x; oraz co najmniej 450 t popiołu 20 t uranu / rok Ok. 180 m 3 odpadów / rok, w tym ok. 3 m 3 wysokoaktywnych, m 3 średnioaktywnych, reszta to odpady niskoaktywne Rys Porównanie ilości odpadów wytwarzanych rocznie przez elektrownię węglową i jądrową. Elektrownia węglowa o mocy 1000 MWe zużywa rocznie ok. 3 mln t węgla (kamiennego), wytwarzając ok. 7 mln t odpadów różnego rodzaju, w większości gazowych (w tym: ok. 6 mln t CO 2, ok. 35 tys. t SO 2, 15 tys. t NO x, ok. 2 tys. t CO), oraz co najmniej ok. 450 tys. t odpadów stałych (popiół). Dla porównania: elektrownia jądrowa o tej samej mocy zużywa rocznie ok. 20 t uranu (w postaci UO 2 ), wytwarzając odpady promieniotwórcze o łącznej objętości ok. 180 m 3, w tym: ok. 3 m 3 odpadów wysokoaktywnych - po przetworzeniu wypalonego paliwa (lub wypalone paliwo bez przetworzenia - ok. 13 m 3 ), ok m 3 odpadów średnioaktywnych, reszta to odpady niskoaktywne: m 3 (Rys. 3.28). Dewastujący wpływ na środowisko ma także wydobycie obu rodzajów węgla: Kopalnie węgla brunatnego (odkrywkowe) dewastują środowisko na dużych obszarach, powodując obniżenie poziomu wód gruntowych; Kopalnie węgla kamiennego powodują szkody górnicze i zrzucają do rzek zasolone wody z odwodnień, zawierające znaczne ilości promieniotwórczego radu; Działalność górnicza powoduje lokalne zagrożenia sejsmiczne. 98 W raporcie UNSCEAR (Sources and Effects of Ionising Radiation. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. 2000) energetyka konwencjonalna, której podstawę stanowi spalanie surowców kopalnych, jest wymieniona jako jedno z najistotniejszych, a na pewno, najbardziej rozpowszechnionych źródeł odpadów zawierających znacznie podwyższone zawartości naturalnych izotopów promieniotwórczych. 123

124 Węgiel kamienny - obecnie Niemcy Węgiel kamienny - obecnie Polska Węgiel brunatny - obecnie Niemcy Węgiel brunatny - obecnie Polska Węgiel kamienny - PF Węgiel kamienny - IGCC Węgiel kamienny - PFBC Węgiel brunatny - AFBC Węgiel brunatny - IGCC Gaz ziemny - GTCC Biomasa - EC parowa Gaz syntezowy z biomasy - agregat z silnikiem Wiatr - na lądzie Wiatr - na morzu Woda Jądrowe Koszt zewnętrzny [ /kwh] Świadomość szkód w zdrowiu ludzi i środowisku powodowanych przez energetykę węglową jest coraz większa, szczególnie w UE. Szkody powodowane wytwarzaniem energii z różnych źródeł można oszacować ilościowo (obliczając tzw. koszty zewnętrzne wytwarzania energii), gdzie w szczególności przypisuje się wartości liczbowe także cenie życia i zdrowia ludzkiego. Przez ostatnich kilkanaście lat KE prowadziła intensywne prace nad oceną liczbową kosztów zewnętrznych energii, w ramach interdyscyplinarnego programu badawczego ExternE 99. Koszty zewnętrzne obejmują: koszty zdrowotne, koszty szkód w środowisku, koszty efektu cieplarnianego i koszty możliwych awarii (Rys. 3.29). Analizy wykazały, że zdecydowanie dominują koszty zdrowotne i koszty efektu cieplarnianego, które łącznie stanowią ok. 98% całości kosztów. Koszty zewnętrzne wytwarzania energii elektrycznej ,05 6,3 5,85 6, ,6 2,2 1,85 2,3 2,25 0,9 0,55 0,65 0,09 0,12 0,05 0,19 Rys Koszty zewnętrzne wytwarzania energii elektrycznej w różnych technologiach [oprac. wł. na podst. ExternE-Pol]. Studium ExternE w latach zostało rozszerzone na 3 kraje kandydujące wówczas do Unii Europejskiej: Polskę, Czechy i Węgry (ExternE-Pol) Koszty zewnętrzne wytwarzania energii w polskich elektrowniach węglowych oszacowano na od 6,30 /kwh (węgiel kamienny) do 6,45 /kwh (węgiel brunatny). To ok. 2-krotnie więcej niż wewnętrzne koszty wytwarzania energii elektrycznej w Polsce. Koszty zewnętrzne energetyki węglowej są krotnie (dane dla poszczególnych krajów znacznie się różnią) wyższe od kosztów zewnętrznych dla energetyki jądrowej, włączając cykl paliwowy (Rys. 3.30). 99 External Costs. Research results of socio-environmental damages due to electricity and transport. European Commission. (EUR 20198) Brussels, Externalities of Energy: Extension of accounting framework and Policy applications. Final Technical Report ExternE-Pol, Version 2, August ExternE Externalities of Energy. A Research Project of the European Commission. 101 Andrzej Strupczewski i Uroš Radović: Koszty zewnętrzne wytwarzania energii elektrycznej w Polsce. Biuletyn Miesięczny PSE SA 1/

125 Energetyka węglowa obecna Węgiel kamienny - PF Węgiel kamienny - AFBC Węgiel kamienny - IGCC Węgiel brunatny - PF Węgiel brunatny - AFBC Gaz ziemny - GTCC Słoma - EC parowa Zrębki drewna - EC parowa Biogaz - agregat kogeneracyjny Wiatr na lądzie Woda - MEW Jądrowe - EPR Jądrowe - AP1000 EJ Flamanville 3 ( ) koszt [zł/mwh] Łączne koszty wytwarzania energii elektrycznej w Polsce koszty zęwnętrzne koszty węwnętrzne Rys Koszty całkowite wytwarzania energii elektrycznej w Polsce w różnych technologiach [oprac. wł. na podst. ExternE-Pol]. W UE, gdzie najwięcej do powiedzenia mają zamożne stare kraje, wartość i jakość życia ludzkiego jest wysoko ceniona, stąd szczególne uwrażliwienie Unii na kwestie stanu środowiska i jego ochrony. W ostatnim czasie dominującą kwestią stała się ochrona klimatu i związane z tym dążenie do znacznego ograniczenia emisji gazów cieplarnianych, zwłaszcza CO 2. Zagadnienia te są i zapewne pozostaną jednym z priorytetów polityki unijnej. Należy więc liczyć się z dalszymi zaostrzeniami norm emisji zanieczyszczeń co szczególnie uderzać będzie w energetykę węglową, skutkując ograniczeniem możliwości jej rozwoju i zmniejszając konkurencyjność w stosunku do innych nisko- lub bez-emisyjnych źródeł, zwłaszcza energetyki jądrowej. Tendencje te wyraźnie w kolejnych dyrektywach UE, wprowadzających coraz surowsze normy emisji zanieczyszczeń. W Akcie Przystąpienia do UE Polska uzyskała następujące okresy przejściowe na stosowanie Dyrektywy z r. w sprawie ograniczenia emisji niektórych zanieczyszczeń do powietrza z dużych źródeł spalania paliw (tzw. nowa dyrektywa LCP) dla istniejących źródeł wytwórczych energii elektrycznej: 8 letni (od r. do r.) na emisję SO 2 z elektrowni zawodowych i elektrociepłowni przemysłowych oraz elektrociepłowni i ciepłowni zawodowych; 2 letni (od r. do r.) na emisję NO x z elektrowni i elektrociepłowni zawodowych i przemysłowych. Normy emisji zanieczyszczeń ustalone w Dyrektywie LCP, których znaczna część polskich elektrowni węglowych nie była w stanie spełnić, zostały jeszcze znacznie zaostrzone w uchwalonej przez Parlament Europejski r. nowej dyrektywie w sprawie emisji przemysłowych, zastępującej kilkanaście dyrektyw, w tym: Dyrektywę IPPC - Integrated Pollution Prevention and Control (96/61/WE) w sprawie zintegrowanego zapobiegania zanieczyszczeniom i ich kontroli Dyrektywę LCP - Large Combustion Plants (2001/80/WE) w sprawie emisji zanieczyszczeń z dużych obiektów przemysłowych. Nowe, surowsze normy emisji SO 2, NO x i pyłów będą obowiązywać od 2016 r., jednakże Polska wynegocjowała okresy przejściowe dla elektrowni węglowych do r. 125

126 Stare elektrownie zostaną zwolnione z przestrzegania zaostrzonych limitów - o ile zostaną wyłączone do końca 2023 r. a po 2016 r. przepracują nie więcej jak godz. Elektrownie nie spełniające wymagań i nie nadające się do modernizacji muszą być wyłączone z eksploatacji! Łącznie do 2030 r. ponad MW (do 2020 r. - ok MW wycofanych z eksploatacji i ponad 4200 MW poddanych głębokiej modernizacji ). Stare bloki energetyczne muszą być zastąpione nowoczesnymi, o wysokiej sprawności, wyposażonymi w instalacje oczyszczania spalin spełniające wymagania dyrektyw UE. Jednak jeszcze większym wyzwaniem dla polskiej energetyki węglowej są ograniczenia emisji dwutlenku węgla wprowadzone w ramach tzw. pakietu energetycznoklimatycznego UE 3x20. Pakiet energetyczno-klimatyczny (przyjęty przez Parlament Europejski oraz Radę Europejską marcu 2007 r.) określa następujące cele europejskiej polityki energetycznej w kontekście zmian klimatycznych: zobowiązanie UE osiągnięcia redukcji emisji gazów cieplarnianych o co najmniej 20 % do 2020 r. w porównaniu z poziomami emisji z 1990 r., oraz 30% redukcji do 2030 r. - pod warunkiem zawarcia kompleksowego porozumienia międzynarodowego w sprawie zmian klimatycznych; cel dla UE jako całości: osiągnięcia 20% udziału energii odnawialnej w całkowitym zużyciu energii do 2020 r., w tym 10 % udziału biopaliw; cel zwiększenia o 20% efektywności energetycznej (tj. zmniejszenia o 20% łącznego zużycia energii pierwotnej). Wg. pierwotnej propozycji Komisji Europejskiej, poczynając od 2013 r. całość pozwoleń na emisję CO 2 dotychczas darmowych w ramach przyznanych krajom limitów i rozdzielanych przez nie pomiędzy poszczególnych emitentów (dla polskiej elektroenergetyki na lata przydzielono 142 mln t/a) miała być kupowana na aukcjach w ramach tzw. Emission Trading Scheme (ETS). Celem jest wymuszenie redukcji emisji CO 2 za pomocą bodźców ekonomicznych wysokich opłat za pozwolenia na emisje. Takie rozwiązanie spowodowałoby jednak duży skokowy wzrost cen energii elektrycznej w krajach takich jak Polska i kilka innych krajów (głównie nowych członków UE), których elektroenergetyka oparta jest w dużym stopniu na węglu. Kraje te pod przewodnictwem Polski stworzyły wspólny front obrony interesów swojej energetyki i konsumentów. W rezultacie długich negocjacji na spotkaniu Rady Europejskiej grudnia 2008 r. zawarto kompromis, łagodzący dla nich skutki ekonomiczne polityki ochrony klimatu prowadzonej przez UE. Kompromis polega na stopniowym zwiększaniu obowiązku zakupu pozwoleń na emisję CO 2 na aukcjach - dla istniejących źródeł energii elektrycznej i tych, których budowę rozpoczęto przed końcem 2008 r.: od poziomu 30% w 2013 r. do 100% w 2020 r. Dla nowych źródeł 100 % pozwoleń na emisję CO 2 miało być kupowane na aukcjach jednakże w lipcu 2010 r. Polsce udało się wynegocjować z Komisją Europejską przydział bezpłatnych pozwoleń dla nowych elektrowni o mocy do 15 GW. Zawarty kompromis polityczny w sprawie pozwoleń na emisje CO 2 został uwzględniony w treści nowej Dyrektywy 2009/29/WE z r. zmieniającej dyrektywę 2003/87/WE w celu usprawnienia i rozszerzenia wspólnotowego systemu handlu uprawnieniami do emisji gazów cieplarnianych. Tym niemniej wielkość ograniczenia emisji CO 2 do 2020 r. nie została zmniejszona, co spowoduje duży wzrost kosztów wytwarzania w elektrowniach węglowych, które będą musiały kupować coraz większą część pozwoleń na emisję lub stosować kosztowne (inwestycyjnie i eksploatacyjnie) instalacje sekwestracji CO2 (CCS). Wolumen pozwoleń na emisję CO2 dostępnych na aukcjach będzie stopniowo redukowany aby w 2020 r. wielkość emisji była mniejsza o 21% w stosunku do poziomu z 2005 r., co skutkować będzie wzrostem cen pozwoleń (ocenia się, że mogą one osiągnąć lub przekroczyć poziom 60 /tco 2 ). 126

127 Co więcej, podejmowane są inicjatywy zmierzające do dalszych dużych ograniczeń emisji CO 2 przez kraje rozwinięte do 2050 r.: Przywódcy państw G-8 podczas szczytu w Japonii r. podjęli zobowiązanie o redukcji emisji o 50% 102. Liderzy reprezentujący producentów energii elektrycznej z dużych, uprzemysłowionych krajów (z Europy, Kanady, USA, Australii i Japonii) uzgodnili plan redukcji emisji o 60-80% 103. Oprócz tego można spodziewać się wprowadzenia nowych limitów emisji zanieczyszczeń: rtęci oraz bardzo drobnych pyłów - tzw. cząstek respirabilnych PM2.5 (o wymiarach < 2,5μm), które mogą być wchłaniane przez organizm człowieka w procesie oddychania, zwiększając zachorowalność na raka płuc. Limity emisji rtęci obowiązują już w USA (stosowny przepis wydano dnia r.) 104. Prace zmierzające do ograniczenia emisji tego pierwiastka do środowiska prowadzone są też w UE opracowano projekt rezolucji PE wzywającej KE do jak najszybszego wprowadzenia dopuszczalnych wartości emisji rtęci dla różnych rodzajów działalności, w szczególności procesów spalania węgla o dużej skali. 105 Wg. danych Komisji Europejskiej emisja rtęci z polskich elektrowni wyniosła w 2000 r. 10,2 ton. Wprowadzenie limitów emisji rtęci wymusiłoby stosowanie kosztownych instalacji usuwania rtęci z gazów spalinowych (wg. danych amerykańskich możliwe jest usunięcie do 70% rtęci), co skutkowałoby dodatkowym istotnym wzrostem kosztów wytwarzania w elektrowniach węglowych Alternatywne możliwości wykorzystania węgla Węgiel należy postrzegać nie tylko jako surowiec energetyczny 106 do bezpośredniego spalania w elektroenergetyce i ciepłownictwie, lub wykorzystania w przemyśle (hutniczym, cementowym, itd.), ale także jako cenny surowiec dla przemysłu chemicznego i farmaceutycznego. XXI wiek powinien przynieść zasadniczą zmianę podglądów nt. efektywnego wykorzystania tego surowca, w kierunku zero-emisyjnej produkcji energii i paliw, a także różnych surowców i wyrobów chemicznych. Jest to tym bardziej istotne wobec szybkiego wyczerpywania się w skali światowej zasobów dwóch innych podstawowych kopalin, będących jednocześnie surowcami energetycznymi i dla przemysłu chemicznego, tj.: ropy naftowej i gazu. Wystarczalność światowych zasobów ropy naftowej szacuje się obecnie na 42 lat, gazu ziemnego na 60 lat, zaś węgla kamiennego na 122 lat 107. Węgiel można uwodornić, odgazować, zgazować albo też tylko zwyczajnie spalić. W wyniku odgazowania otrzymuje się koks i półkoks, ciekłe produkty węglowodorowe, a także gaz koksowy, a w wyniku zgazowania: gaz opałowy, gaz syntezowy i SNG - substytut gazu ziemnego. W tej chwili na świecie spala się 86% węgla, odgazowuje 13%, a zgazowuje zaledwie 1%. W skali globalnej obecnie tylko 14% wydobywanego węgla jest przetwarzane na drodze jego energo-chemicznego przetwórstwa. Z 1 mln ton węgla podanego do generatora (gazu) można alternatywnie otrzymać: 500 GWh energii elektrycznej, 350 tys. t paliw płynnych, 400 tys. t metanolu, lub 370 mln m 3 syntetycznego gazu ziemnego. 102 Globalna emisja CO 2 zmaleje o połowę Money.pl. 103 Historyczne porozumienie w sprawie obniżenia emisji CO Vattenfall, CIRE.pl. 104 Clean Air Mercury Rule. Environmental Protection Agency Parlament Europejski, Komisja Ochrony Środowiska Naturalnego, Zdrowia Publicznego i Bezpieczeństwa Żywności: Projekt sprawozdania w sprawie strategii Wspólnoty w zakresie rtęci. Wersja tymczasowa 2005/2050(INI) W przeciwieństwie do uranu lub toru, które są praktycznie tylko surowcami energetycznymi. 107 Marek Bartosik: Czy energetyka jądrowa pomoże nam wyjść z pułapki energetycznej? III. Szkoła Energetyki Jądrowej. Instytut Energii Atomowej POLATOM. Gdańsk, ,2010 r. 127

128 Gaz syntezowy (otrzymany metodą Lurgi) zawiera: 39% wodoru, 23% CO, 27% CO 2, 9,9% metanu, oraz śladowe ilości azotu bardziej złożonych węglowodorów. Z gazu syntezowego można otrzymać: energię elektryczną (IGCC), a także (metodą syntezy Fischera Tropscha) paliwa płynne i chemikalia, metanol, syntetyczny gaz ziemny i wodór. Przy czym, np. syntetyczny olej napędowy otrzymany z węgla charakteryzuje się w porównaniu z paliwem dieslowskim pochodzącym z destylacji ropy naftowej: niższą gęstością, wyższą wartością opałową, znacznie wyższą liczbą cetanową oraz zupełną nieobecnością siarki i związków aromatycznych. 108 Możliwa i bardzo interesująca jest także synergia energetyki węglowej i przemysłu węglowego z energetyką jądrowa (tzw. technologie węglowo-jądrowe ) 109. Zastosowanie wysokotemperaturowych reaktorów jądrowych (HTGR) 110 w powiązaniu z energetyką węglową: rozdzielenie tlenu i wodoru z wody (przy wykorzystaniu energii elektrycznej i wysokotemperaturowego ciepła z reaktora HTGR wykorzystanie tlenu przez elektrownie węglowe (do spalania w czystym tlenie, wówczas nie wytwarza się NO x ) wykorzystanie wodoru do produkcji paliw silnikowych z CO 2 powstającego ze spalania węgla w elektrowni węglowej. Możliwe jest także wytwarzanie bezpośrednio z węgla m.in. wodoru i metanu w procesie reakcji z parą wodną (reforming parowy), o wysokich parametrach podawanej z wytwornic pary reaktora HTGR 111. Tak więc, zamiast głównie masowo spalać węgiel w elektrowniach, co może doprowadzić do zużycia jego zasobów w skali życia jednego pokolenia (zwłaszcza przy takiej technologii jego wydobycia jak stosowana obecnie), należy dążyć do zachowania tych zasobów dla przyszłych pokoleń Polaków jako cennego surowca dla przemysłu energetycznego i chemicznego. Posiadane przez Polskę zasoby węgli dają szanse na rozwiniecie zaawansowanych zero-emisyjnych technologii energetyczno-chemicznych, także w synergii z energią jądrową. 3.7 Rola gazu ziemnego Przy spalaniu gazu ziemnego wydziela się znacznie mniej CO 2 niż przy spalaniu węgla. Jednostkowe emisje dwutlenku węgla z elektrowni gazowych są więc znacznie niższe od emisji z najnowocześniejszych nawet elektrowni węglowych: Elektrownie węglowe: Obecnie w Polsce (średnio): 1020 kgco 2 /MWh; Nowoczesne technologie (PC, IGCC, CFBC): od 725 do 850 kgco 2 /MWh; Elektrownie gazowe: Cykl otwarty turbina gazowa (GT): 530 kgco 2 /MWh; Gazowo-parowe (CCGT): 350 kgco 2 /MWh. Dlatego też, przy wysokich cenach pozwoleń na emisję CO 2, wykorzystanie gazu ziemnego w elektroenergetyce może być bardziej opłacalne niż węgla. Z analiz wykonanych przez ARE S.A. dla potrzeb Programu Polskiej Energetyki Jądrowej (PPEJ) wynika, że przy cenach pozwoleń na emisję CO 2 > 60 /tco2 konkurencyjne wobec elektrowni węglowych są elektrownie gazowe o kombinowanym cyklu gazowo-parowym (CCGT). Zaletami elektrowni gazowych CCGT są: 108 Józef Dubiński: Popatrzmy na węgiel inaczej. Energia-Gigawat lipiec Polska może zostać liderem technologii węglowo-jądrowych. PAP. Gazeta.pl HTR High Temperature Reactor / VHTR - Very High Temperature Reactor (temp ºC). 111 Fritz Gautschi: The hydrogen reaction. Power Engineering International. November

129 Wysoka sprawność wytwarzania (dochodząca do 60%); Niskie nakłady inwestycyjne (750 /MW) i krótki czas budowy (ok. 2 lat); Niskie koszty eksploatacji (duży stopień automatyzacji, nieliczny personel eksploatacji) i remontów. Ich wady to: Stosunkowo wysokie koszty wytwarzania energii (87 /MWh w 2020 r. tj. o ok. 53% wyższe niż w EJ); Duża wrażliwość na zmiany cen paliwa (koszt paliwa stanowi ok. 80% kosztów wytwarzania), a ceny gazu ziemnego charakteryzuje długookresową tendencja silnie wzrostowa (zgodnie ze zmianami cen ropy naftowej), przy dużych krótkookresowych fluktuacjach; Uzależnienie od importowanego gazu ziemnego (Polska importuje ok. 2/3 gazu ziemnego głównie z Rosji). Zakłada się (PPEJ) ograniczony rozwój elektroenergetyki gazowej. Budowane będą przede wszystkim źródła pracujące w kogeneracji (skojarzone wytwarzanie energii elektrycznej i ciepła) oraz rezerwowe elektrownie gazowe w związku z koniecznością rezerwowania elektrowni wiatrowych, wobec przewidywanego bardzo dużego wzrostu udziału ich mocy zainstalowanej w systemie elektroenergetycznym. 3.8 Rola odnawialnych źródeł energii W ramach pakietu energetyczno-klimatycznego UE Polska została zobowiązana do osiągnięcia w 2020 r. 15% udziału odnawialnych źródeł energii (OZE) w łącznym zużyciu energii (cieplnej i elektrycznej). Osiągnięcie tego celu będzie bardzo trudne ze względu na ograniczone zasoby OZE, oraz kosztowne z uwagi na wysokie koszty wytwarzania energii (zwłaszcza elektrycznej) z OZE. Wg. ekspertyzy opracowanej przez Krajową Agencję Poszanowania Energii [KAPE 2007] 112 : Całkowity szacowany potencjał OZE nie pozwoli osiągnąć 20% energii z OZE w bilansie zużycia energii pierwotnej w Polsce. Brak jest też rzetelnego i wiarygodnego oszacowania potencjału energetycznego OZE: [KAPE 2007]: Dotychczasowe oceny potencjału OZE są rozbieżne. Mają one charakter wycinkowych analiz, często nie popartych metodologią prac naukowych [ARE 2007]: W dostępnych opracowaniach dotyczących potencjału odnawialnych źródeł energii występują znaczne rozbieżności, spowodowane przede wszystkim różnicami w przyjętych definicjach potencjału OZE. Żadna z istniejących analiz nie daje pełnej odpowiedzi na pytanie, jaka część potencjału jest realnie możliwa do wykorzystania, i co ważniejsze, przy jakim koszcie i w jakim tempie. Z tego względu do opracowania niniejszej prognozy przyjęto potencjał zasobów OZE wg eksperckiej oceny realności danych publikowanych w aktualnych opracowaniach. Pomimo tego, że ceny energii z OZE należą w Polsce do najwyższych w UE - dotychczas nigdy nie udało się osiągnąć zaplanowanych poziomów udziału energii OZE. 112 Ocena prawna oraz analiza ekonomiczna możliwości realizacji celów wynikających ze Strategii rozwoju energetyki odnawialnej oraz z dyrektywy 2001/77/WE Parlamentu Europejskiego i Rady z dnia w sprawie wspierania produkcji na rynku wewnętrznym energii elektrycznej wytwarzanej ze źródeł odnawialnych. Krajowa Agencja Poszanowania Energii S.A. Warszawa, sierpień

130 GWh Źródła OZE są niekonkurencyjne w stosunku do wszystkich innych źródeł wytwórczych energii elektrycznej i dlatego mogą rozwijać się jedynie dzięki publicznym subsydiom. W 2010 r. energia z OZE kupowana jest po cenie ok. 460 zł/mwh, z tego aż ok. 260 zł/mwh stanowią subsydia w postaci opłat za tzw. prawa majątkowe do świadectwa pochodzenia (zwane zielonym certyfikatem ), pokrywanych przez wszystkich odbiorców energii. Dzięki obfitym subsydiom i uprzywilejowanej pozycji na rynku (obowiązek przyłączenia źródeł OZE do sieci i odbioru wytwarzanej przez nie energii w każdej ilości, dodatkowo elektrownie wiatrowe nie są obciążone kosztami bilansowania zmienności produkcji) inwestycje w OZE to dobry interes przede wszystkim dla developerów tych źródeł! Wbrew twierdzeniom większości ekologów należy podkreślić, że energetyka jądrowa bynajmniej nie stanowi konkurencji dla OZE a raczej sprzyjać będzie ich rozwojowi. Wytwarzanie energii w elektrowniach jądrowych nie potrzebuje subsydiowania, więc energetyka jądrowa nie konkuruje z OZE o subsydia. Energetyka jądrowa nie zabierze też środków inwestycyjnych, których potrzebują OZE bo źrodła te korzystają ze specjalnych dotacji inwestycyjnych UE oraz preferencyjnych kredytów (na bardzo dogodnych warunkach i częściowo umarzanych), zaś budowa elektrowni jądrowych finansowana będzie z kredytów komercyjnych. Polska pod rygorem sankcji KE musi wypełnić cel 15% udziału OZE, a tańsza energia z EJ ograniczy wzrost cen energii elektrycznej, więc społeczeństwo będzie bardziej mogło sobie pozwolić na subsydiowanie OZE Niedobór do wypełnienia celu Fotowoltaika Biogaz Biomasa stała/wspolspalanie Wiatrowe Male wodne Duze wodne Rys Prognoza wytwarzania energii elektrycznej z OZE do 2030 r. [ARE 2007]. Wg. zgodnych ocen różnych ekspertów, największy potencjał wzrostu mają w Polsce energetyka biomasowa i wiatrowa. Natomiast potencjał wzrostu hydroenergetyki, dotychczas dominującego źródła energii elektrycznej wykorzystującego OZE (ok. 2,3 TWh/a), ocenia się jako względnie mały. W analizie wykonanej przez ARE S.A. [ARE 2007] (Rys. 3.31) podano następujące wielkości potencjału produkcji energii elektrycznej z tych OZE możliwego do wykorzystania do 2030 r.: biomasa stała (w tym współ-spalanie z węglem) i biogaz: łącznie 29 TWh; wiatr: 13 TWh; woda: 1.5 TWh. 130

131 3.9 Bezpieczeństwo zaopatrzenia w paliwo jądrowe Energetyka jądrowa zapewnia także bezpieczeństwo energetyczne, ponieważ uran wydobywany jest w wielu krajach i nie grozi nam uzależnienie od jednego producentamonopolisty (Rys. 3.32). Światowy rynek uranu jest konkurencyjny, podobnie jak rynek usług cyklu paliwowego. Obecnie znane światowe geologiczne zasoby uranu, (wg. stanu na r.) 113 wynoszą łącznie ok. 17 mln t. Są to zasoby zarówno dobrze rozpoznane i udokumentowane: w cenie pozyskania do 260 $/kgu - ponad 6,3 mln t (w tym ponad 5,4 mln t w cenie do 130 $/kgu), jak też rozpoznane wstępnie (ok. 10,4 mln t). Należy oczekiwać, że zasoby te znacznie zwiększą się w miarę intensyfikacji prac poszukiwawczych (w ciągu 2 lat od r. zwiększyły się o 15%). Oprócz zasobów uranu istotne znaczenie mają także zasoby toru (Th232), z którego (w reaktorach powielających) można uzyskać rozszczepialny izotop uranu U233. Obecnie rozpoznane światowe zasoby toru szacuje się na 4,5 mln t. Tor jest jednak pierwiastkiem 3-4 krotnie bardziej rozpowszechnionym w skorupie ziemskiej niż uran, więc jego zasoby są na pewno wielokrotnie większe, wymagają tylko szczegółowego rozpoznania. Kraje dysponujące największymi zasobami uranu Kraje dysponujące największymi zasobami toru Ukraina 1,9% Uzbekistan 2,4% Rosja 3,6% Jordania 1,7% Niger 4,7% Indie 1,4% Chiny 1,3% Pozostałe 6,1% Australia 24,1% RPA 3,0% Kanada 8,6% Brazylia 1,4% Inne kraje 8,1% Australia 25,7% Brazylia 5,9% Namibia 5,9% Kazachstan 17,2% USA 13,7% RPA 7,2% USA 7,2% Kanada 9,4% Norwegia 14,6% Rys Rozkład zasobów geologicznych uranu i toru na świecie. [oprac. wł. na podst. danych Uranium Information Centre]. Indie 24,9% Główne złoża uranu i toru występują w krajach stabilnych politycznie, w większości demokratycznych w odróżnieniu od złóż ropy naftowej i gazu ziemnego, które skoncentrowane są głównie w bardzo niestabilnym regionie Bliskiego Wschodu, lub są w posiadaniu krajów stosujących szantaż energetyczny dla realizacji swoich celów politycznych jak Rosja, Iran czy Wenezuela. \Największymi producentami uranu z kopalń na świecie są: Kanada, Australia, Kazachstan, Niger, Rosja, Namibia, Uzbekistan i USA. Co więcej złoża uranu występują także i w Polsce. Zasoby zidentyfikowane i prognozowane wg. OECD 114 ocenia się na ponad 105 tysięcy ton o zawartości uranu w rudzie od 230 do 1100 ppm. Doświadczenie światowe pokazuje, że można z zyskiem eksploatować rudę o zawartości uranu od 130 ppm w górę. Ponadto znaczące ilości uranu wyrzucane są jako odpad przy produkcji miedzi. Obecna roczna produkcja w zagłębiu Lubin Sieroszowice wynosi ~ ton Cu, a ilość uranu zrzucana na hałdy to ~ t/a. Stanowi to rocznie ekwiwalent paliwa dla 10 elektrowni jądrowych, o łącznej mocy MWe. 113 OECD NEA & IAEA: Uranium 2009: Resources, Production and Demand ("Red Book"). 114 Prasser H.M. 2008, Are the sources of uranium big enough for the nuclear energy industry, Nuclear Energy in Poland - Opportunity or necessity? Oct , 2008, Warszawa, Poland. 131

132 Znaczące rezerwy jądrowych materiałów paliwowych stanowią zasoby uranu i plutonu możliwe do pozyskania z przerobu wypalonego paliwa z reaktorów energetycznych, a także wojskowe zasoby wysoko-wzbogaconego uranu i plutonu. Istnieje międzynarodowy rynek zarówno koncentratu uranowego jak i poszczególnych usług związanych z cyklem paliwowym: konwersja, wzbogacanie, produkcja paliwa, przetwarzanie paliwa wypalonego. Rynek ten jest konkurencyjny, nie ma tu karteli dyktujących ceny takich jak OPEC. Wszyscy czołowi światowi dostawcy technologii jądrowych, jak: francuski koncern AREVA, amerykańskie firmy Westinghouse i General Electric, kanadyjska AECL, oraz rosyjski Atomprom (TVEL) zapewniają możliwość dostawy gotowych do załadunku do reaktora zestawów paliwowych. Możliwe jest także: uruchomienie własnej produkcji paliwa (w oparciu o komponenty i usługi dostępne na rynku światowym), zakontraktowanie paliwa w firmie innej jak dostawca reaktora, jak również zgromadzenie zapasu świeżego paliwa w elektrowni jądrowej na wiele lat. Dostawcy technologii elektrowni jądrowych dysponują prawami do eksploatacji zasobów uranu z kopalń położonych w różnych regionach świata, np.: AREVA - w Kanadzie, Nigrze i Kazachstanie; Westighouse i GE w Ameryce Płn, Kazachstanie i Uzbekistanie. Wzrost zapotrzebowania na uran z kopalń jest obecnie w dużym stopniu hamowany przez polepszenie efektywności wykorzystania paliwa (zwiększenie głębokości wypalenia i sprawności wytwarzania), zwiększający się recykling uranu i plutonu (paliwo MOX), oraz wykorzystanie istniejących zapasów i zasobów wtórnych (w tym ze źródeł militarnych). Przy obecnym zapotrzebowaniu światowej energetyki jądrowej (opartej na reaktorach termicznych głównie lekkowodnych LWR), pomijając efekty polepszenia efektywności wykorzystania oraz wykorzystanie zapasów i zasobów wtórnych, aktualnie znane zasoby geologiczne uranu wystarczyłyby na ponad 200 lat 115. Aby zapewnić trwały i zrównoważony rozwój energetyki jądrowej na wiele tysięcy lat ze względu na efektywne wykorzystanie zasobów materiałów paliwowych w latach powinny zostać wprowadzone na szeroką skalę komercyjne jądrowe reaktory energetyczne IV generacji, z zaawansowanymi zamkniętymi cyklami paliwowymi (uranowo-plutonowymi i torowo-uranowymi), oraz wielokrotnym recyklingiem uranu, plutonu i toru. Pozwoli to na ok. 100-krotnie efektywniejsze wykorzystanie zasobów uranu. Wówczas jedynie dobrze rozpoznane zasoby samego tylko uranu (ok. 4,7 mln t) powinny wystarczyć na ponad 3000 lat. Bezpieczeństwo zaopatrzenia krajów członkowskich UE w paliwo jądrowe (zaopatrzenie w uran i dostępność do usług cyklu paliwowego) dodatkowo zapewnione jest dzięki koordynacji i wsparciu Agencji Dostaw Euratomu (EURATOM Supply Agency - ESA). ESA ma prawo opcji w odniesieniu do rud, materiałów wyjściowych i specjalnych materiałów rozszczepialnych wytwarzanych w ramach terytorium państw członkowskich oraz wyłączne prawo na zawieranie kontraktów w kwestiach dostaw takich materiałów pochodzących zarówno z wewnątrz, jak i z zewnątrz Wspólnoty. Do zadań ESA należy w szczególności: monitorowanie rynku uranu i usług cyklu paliwowego opracowywanie odpowiednich zaleceń i wsparcie użytkowników w razie problemów związanych z kontraktami zapewnienie niezbędnej ekspertyzy (informowanie Wspólnoty) w razie konieczności tworzenie zapasów uranu. 115 Taką ocenę wystarczalności zasobów uranu przytoczono także w Uchwale Parlamentu Europejskiego z dnia r. 132

133 Kierunki geograficzne dostaw koncentratu uranowego do UE pokazano na Rys (obecnie ok. 90% dostaw pochodzi z Australii i Kanady), zaś na Rys pokazano lokalizacje zakładów konwersji i wzbogacania uranu na świecie. Rys Kierunki dostaw uranu do UE (ok. 90% z Australii i Kanady) [J. Kaniewski] 116. KONWERSJA WBOGACANIE Rys Rozkład geograficzny zakładów konwersji i wzbogacania uranu [J. Kaniewski]. 116 Jacek Kaniewski: Bezpieczeństwo dostaw paliwa dla elektrowni jądrowych w Unii Europejskiej. Postępy Techniki Jądrowej. PTJ Vol. 51 Z. 2,

134 Istnieje także światowa International Framework for Nuclear Energy Cooperation - IFNEC (poprzednio Global Nuclear Energy Partnership - GNEP), zapewniająca forum międzynarodowej współpracy w pokojowym wykorzystaniu energii jądrowej, w tym: Wymianę informacji nt. energetyki jądrowej, ze szczególnym uwzględnieniem cyklu paliwowego; Ułatwienie dostępu do materiałów jądrowych i usług cyklu paliwowego, przy zachowaniu reżimu nieproliferacji broni jądrowej Potencjalne lokalizacje elektrowni jądrowych w Polsce Wybór odpowiednich i optymalnych lokalizacji dla elektrowni jądrowych jest procesem złożonym oraz praco- i czasochłonnym. Konieczne jest bowiem jednoczesne uwzględnienie wielu różnorodnych czynników i kryteriów. Główne czynniki jakie należy uwzględnić przy wyborze lokalizacji i szczegółowo je przebadać (w ramach badań lokalizacyjnych) to: Warunki sejsmo-tektoniczne; Warunki geologiczne i geotechniczne; Warunki hydrologiczne i dostępność wody chłodzącej; Warunki meteorologiczne; Zagrożenia zewnętrzne: naturalne i powodowane przez człowieka; Integracja z systemem elektroenergetycznym; Rozmieszczenie ludności i gospodarcze zagospodarowanie terenu; Infrastruktura komunikacyjna. Należy też sprawdzić czy w rejonie lub na terenie rozpatrywanej lokalizacji nie występują czynniki wykluczające zlokalizowanie elektrowni jądrowej, takie jak: Wysoka sejsmiczność rejonu lokalizacji (> VII stopni w skali EMS-98); Niestabilność geologiczna terenu; Zagrożenia powodziowe; Zagrożenia wybuchem, pożarowe i upadku samolotu; Duża gęstość zaludnienia bliskość dużych skupisk ludności. Zalecenia dotyczące zakresu i metodologii badań oraz ocen lokalizacji elektrowni jądrowych lecz jedynie w aspektach bezpieczeństwa (potencjalnych zagrożeń) podane są w zbiorze standardów bezpieczeństwa Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (MAEA) dotyczących tego obszaru tematycznego: IAEA Safety Standards - Site evaluation. W szczególności: w dokumencie Site Evaluation for Nuclear Installations. Safety Requirements. No. NS-R-3 zaleca się przeanalizowanie 3-ch następujących aspektów lokalizacji EJ: 1. Wpływ na EJ zdarzeń zewnętrznych (naturalnych lub spowodowanych przez człowieka) mogących wystąpić w regionie lokalizacji; 2. Charakterystyki lokalizacji i jej środowiska, które mogą wpływać na przenoszenie materiałów radioaktywnych do osób i środowiska; 3. Gęstość i rozkład zaludnienia i inne charakterystyki strefy zewnętrznej, mogące mieć wpływ na działania ochronne (w razie awarii) i ocenę ryzyka dla osób i populacji. Ocena zdarzeń zewnętrznych, powinna obejmować następujące rodzaje potencjalnych zagrożeń: Zagrożenia sejsmo-tektoniczne: Trzęsienia ziemi analiza sejsmiczność regionu; Tektonika uwzględnienie wpływu aktywnych uskoków tektonicznych w regionie lokalizacji; Zjawiska meteorologiczne: 134

135 Ekstremalne wartości zjawisk meteorologicznych (temperatura, prędkość wiatru, wielkości opadów atmosferycznych) Rzadkie zdarzenia meteorologiczne: wyładowania atmosferyczne, trąby powietrzne Powodzie: Powodzie spowodowane opadami lub innymi przyczynami; Fale wodne wywołane trzęsieniami ziemi lub innymi zjawiskami geologicznymi; Fale wodne wywołane uszkodzeniami budowli hydrotechnicznych; Zagrożenia geotechniczne: Niestabilność zbocza; Zapadanie, osiadanie lub wypiętrzanie się powierzchni terenu; Upłynnienie gruntu; Zachowanie się materiałów podłoża; Zdarzenia wywołane przez człowieka: Uderzenie samolotu; Wybuchy chemiczne; Inne zdarzenia: uwolnienia substancji palnych, wybuchowych, trujących, itp., generacja odłamków, możliwość zapchania wlotów powietrza lub ujęć wody. Natomiast, charakterystyki lokalizacji i analizy potencjalnego wpływu EJ na region, powinny obejmować: Rozprzestrzenianie się materiałów radioaktywnych w: atmosferze; wodach powierzchniowych i podziemnych; Rozkład zaludnienia; Wykorzystanie terenu i wód w regionie; Radioaktywność otoczenia. Standardy bezpieczeństwa MAEA odnoszą się jednak tylko do aspektów bezpieczeństwa, a więc nie obejmują one wszystkich aspektów optymalnego wyboru i oceny przydatności lokalizacji, w szczególności takich jak: dostępność i wystarczalność zasobów wód dla potrzeb EJ (technologicznych, bytowych) oraz wpływ na akweny: warunki hydrologiczne zasoby wód powierzchniowych (dla potrzeb chłodzenia), warunki hydrogeologiczne zasoby wód podziemnych; wystarczalność terenu; integracja z systemem elektroenergetycznym (warunki niezawodnego wyprowadzenia mocy i rezerwowego zasilania potrzeb własnych); infrastruktura transportowa (w tym: możliwości transportu ładunków ponadnormatywnych); wpływ na region (aspekty gospodarcze i społeczne); ograniczenia związane z ochroną przyrody, itp. Spośród ww. aspektów szczególnie ważnymi i limitującymi możliwości lokalizacji EJ są: dostępność wystarczających zasobów wód dla potrzeb chłodzenia, oraz warunki integracji elektrowni z systemem elektroenergetycznym. Do chłodzenia jądrowych bloków energetycznych, których moce elektryczne przekraczają 1000 MW, trzeba dysponować znacznymi zasobami wodnymi. Np. natężenie przepływu wody w obiegach chłodzenia bloków z reaktorami EPR i AP1000 wynosi odpowiednio ok. 70 m 3 /s i 55 m 3 /s, a straty bezzwrotne wody z zamkniętego układu chłodzenia z mokrą chłodnią kominową o ciągu naturalnym są rzędu 1 m 3 /s (zmieniają się one zależnie od mocy oraz warunków atmosferycznych pory roku). Dlatego odpowiednie zasoby wodne dostępne są jedynie w środkowym lub dolnym biegu największych polskich rzek, w północnych i wschodnich regionach kraju: Wisły, Odry, Warty, Bugu, Narwi i Wieprza, oraz dużych zbiorników wodnych (Morze Bałtyckie, duże jeziora lub sztuczne zbiorniki wodne istniejące lub planowane). Przy tym mając na uwadze ograniczenia wynikające z 135

136 aktualnych przepisów 117, a zwłaszcza restrykcyjne podejście organów odpowiedzialnych za ochronę środowiska w urzędach marszałkowskich w praktyce może okazać się niemożliwe zastosowanie otwartych obiegów chłodzenia, nie tylko przy wykorzystaniu jezior, ale nawet w dolnym biegu Wisły lub Odry. Warunki chłodzenia skraplaczy turbin mają istotne znaczenie ekonomiczne preferowane są otwarte obiegi chłodzenia (tańsze inwestycyjnie bez chłodni kominowych), przy możliwie niskich temperaturach pobieranej wody chłodzącej i braku ograniczeń hydrotermicznych (wyższa sprawność). Bardzo ważne jest także wybranie optymalnego miejsca lokalizacji EJ w KSE oraz zapewnienie niezawodnego wyprowadzania mocy i zasilania potrzeb własnych w stanach normalnej eksploatacji, oraz przy zakłóceniach i awariach nie tylko w EJ ale także w KSE. Konieczne jest wykonanie odpowiednich symulacyjnych analiz współpracy EJ (przyłączonej w konkretnym miejscu KSE) z systemem elektroenergetycznym. Dnia r. Ministerstwo Gospodarki ogłosiło ranking 27 potencjalnych lokalizacji dla elektrowni jądrowych w Polsce zgłoszonych przez samorządy lokalne i firmy energetyczne, sporządzony przez Energoprojekt-Warszawa na podstawie wstępnej analizy kryteriów dla 17 czynników wyboru lokalizacji podanych w dokumencie informacyjnym MAEA TECDOC-1513 Podstawowa Infrastruktura dla budowy Elektrowni Jądrowych : 1) integracja z systemem elektroenergetycznym możliwości przyłączeniowe i przesyłowe według stanu Krajowego Systemu Elektroenergetycznego przewidywanego w 2020 r.; 2) geologia i tektonika warunki hydrologiczne terenów, własności mechaniczne gruntów, uwarunkowania geomorfologiczne i zagrożenie ruchami masowymi; 3) sejsmologia warunki sejsmologiczne, geotektoniczne i antropogeniczne; 4) hydrologia możliwości wystąpienia powodzi, wielkość średniorocznych opadów; 5) dostępność wody chłodzącej (ujęcie i zrzut); 6) demografia i użytkowanie ziemi odległość od centrów miast; 7) meteorologia i warunki atmosferyczne - kierunki wiatru, możliwości wystąpienia tornad i huraganów; 8) studia flory i fauny występowanie chronionych gatunków roślin i zwierząt; 9) bezpieczeństwo jądrowe i aspekty ochrony radiologicznej; 10) ogólne skutki środowiskowe; 11) ryzyko zdarzeń wywołanych działaniem człowieka np. upadek samolotu, wybuch chemiczny, przerwanie zapory wodnej; 12) miejscowa infrastruktura stan dróg, linii kolejowych, lotnisk; 13) miejsca kulturowe i historyczne zasoby dziedzictwa kulturowego; 14) drogi ewakuacyjne możliwe kierunki ewakuacji; 15) możliwość transportu powietrznego, lądowego i wodnego odległość od stacji kolejowych, lotnisk, portów; 16) aspekty prawne plany zagospodarowania przestrzennego, warunki zabudowy, własność gruntów; 17) konsultacje publiczne wcześniejsze decyzje lokalizacyjne i stosunek miejscowych władz. Wśród tych 27 lokalizacji poddanych wstępnej ocenie znalazło się 8 lokalizacji dla elektrowni jądrowych wytypowanych do 1990 r.: w tym: 2 lokalizacje, dla których wykonano wówczas pełny zakres badań i zostały one zatwierdzone: Żarnowiec 118 i Warta-Klempicz; oraz 117 Ustawa Prawo wodne (art. 39, ust. 2, pkt 3) dopuszcza wprowadzanie do jezior oraz ich dopływów wód chłodniczych o temperaturze 26 C. Natomiast Rozporządzenie Ministra Środowiska z dn r. ws. warunków jakie należy spełnić przy wprowadzaniu ścieków do wód lub do ziemi ( 18, ust. 1) dopuszcza wprowadzanie do wód lub do ziemi wód chłodniczych o temperaturze 35 C. 118 Lokalizacja Żarnowiec uzyskała też pozytywną opinię MAEA (IAEA: Final Report. Site Safety Review Mission. Zarnowiec. Poland March 1990.) 136

137 6 lokalizacji, dla których wykonano wstępne badania: Kopań, Nowe Miasto, Wyszków, Małkinia, Chotcza i Gościeradów. Ogłoszone przez Ministerstwo Gospodarki potencjalne lokalizacje dla elektrowni jądrowych w Polsce, wraz z ich rankingiem, pokazane są na poniższej mapce Rys Trzy pierwsze miejsce w tym rankingu zajęły następujące lokalizacje: 1) Żarnowiec; 2) Warta-Klempicz, 3) Kopań. Rys Ranking potencjalnych lokalizacji dla elektrowni jądrowych w Polsce ogłoszony przez Ministerstwo Gospodarki dnia r. Pierwsze elektrownie jądrowe w Polsce zlokalizowane będą na północy Polski, w Województwach Pomorskim i Zachodnio-pomorskim (być może nawet blisko brzegu Bałtyku wykorzystanie do chłodzenia wody morskiej). Korzystną lokalizacją jest też Warta-Klempicz, położona w północnej części Województwa Wielkopolskiego (między Poznaniem i Piłą) zamknięty obieg chłodzenia uzupełniany wodą z Warty. Spółka PGE S.A. (wskazana przez Rząd jako inwestor pierwszych dwóch elektrowni jądrowych) przeprowadziła własne rozpoznanie potencjalnych lokalizacji dla pierwszej elektrowni jądrowej. W wyniku tych prac r. PGE S.A. ogłosiła 3 potencjalne lokalizacje pierwszej elektrowni jądrowej: Choczewo, Gąski i Żarnowiec. Lokalizacje Choczewo i Żarnowiec były już oczywiście na liście potencjalnych lokalizacji ogłoszonej przez Ministerstwo Gospodarki. Natomiast Gąski to lokalizacja zupełnie nowa: położona nad morzem, w rejonie wsi Gąski, w Gminie Mielno, w odległości ok. 25 km od Koszalina rejon ten jest bardzo atrakcyjny i popularny turystycznie. Właśnie obawa utraty turystów (wprawdzie nieuzasadniona) wywołała gwałtowne protesty miejscowej społeczności, a r. zostało w Gąskach przeprowadzone lokalne referendum, w którym ponad 94% 137

138 głosujących wypowiedziało się przeciwko budowie elektrowni jądrowej. Ewentualne wykorzystanie tej lokalizacji wydaje się więc mało realne, prawdopodobnie zostanie wskazana jeszcze lokalizacja dodatkowa. Przez dwa lata ( ) we wstępnie wybranych lokalizacjach mają zostać przeprowadzone szczegółowe badania oraz analizy lokalizacyjne i środowiskowe 119. Wyniki tych badań i analiz pozwolą wskazać ostateczną lokalizację dla pierwszej polskiej elektrowni jądrowej. Potencjalne, w tym aktualnie preferowane, lokalizacje dla elektrowni jądrowej pokazano na poniższej mapce (Rys. 3.36). Lokalizacje zalecane pokazane na tej mapce są to lokalizacje rekomendowane w Prognozie oddziaływania na środowisko Programu Polskiej Energetyki Jądrowej (Ministerstwo Gospodarki, grudzień 2010 r.). Rys Potencjalne lokalizacje elektrowni jądrowych w Polsce [ekovert Łukasz Szkudlarek]. 119 Przetarg na wykonawcę badań lokalizacyjnych zostanie prawdopodobnie rozstrzygnięty do końca 2012 r. 138

139 4 Bezpieczeństwo energetyki jądrowej Autor: mgr inż. Władysław Kiełbasa 4.1 Główne źródło potencjalnego zagrożenia substancje promieniotwórcze w rdzeniu i chłodziwie reaktora Głównym źródłem potencjalnego zagrożenia radiologicznego w elektrowni jądrowej (EJ) są substancje promieniotwórcze zgromadzone w rdzeniu i chłodziwie reaktora (Rys. 4.1): 1) W rdzeniu reaktora znajduje się częściowo wypalone paliwo jądrowe zawierające wielkie ilości substancji promieniotwórczych: ponad 200 radionuklidów - produkty rozszczepienia (głównie) + transuranowce, w reaktorze lekkowodnym o mocy 1000 MWe ich łączna aktywność jest rzędu Ci = 3, Bq; przy czym ok. 1% tej aktywności stanowią lotne radionuklidy (izotopy Kr, Xe, J, Br, Cs, Rb, Sr, Ba, Te, Se) zgromadzone w szczelinie pomiędzy koszulką elementu paliwowego a pastylkami paliwa. 2) W obiegu chłodzenia reaktora cyrkuluje lekko radioaktywne chłodziwo, zawierające gazowe i lotne produkty rozszczepienia (Kr, Xe, J), oraz promieniotwórcze produkty aktywacji (pod wpływem neutronów): wody, produktów korozji i chemikaliów dodawanych do obiegu (w tym tryt, powstający z boru zawartego w kwasie borowym); łączną aktywność zawartą w obiegu chłodzenia reaktora lekkowodnego mocy 1000 MWe szacuje się na 1, Bq (~ Ci), stanowi to więc zaledwie % (trzy milionowe części) całkowitej aktywności. Rys Rdzeń, zestaw i element paliwowy oraz obieg chłodzenia reaktora EPR [AREVA]. Oprócz tego w elektrowni jądrowej znaczące ilości substancji promieniotwórczych znajdują się w: Obiektach składowania wypalonego paliwa jądrowego; Układach pomocniczych reaktora i gospodarki odpadami promieniotwórczymi. Uwolnienie do atmosfery już 3, Bq (10 3 Ci) przy niekorzystnych warunkach atmosferycznych może spowodować otrzymanie w odległości 1 km od EJ max dawek dopuszczalnych. 139

140 Na szczęście, nawet podczas ciężkich awarii ze stopnieniem rdzenia reaktora, możliwe jest uwolnienie do środowiska tylko niektórych radionuklidów, w ilościach zależnych od ich lotności oraz przebiegu skomplikowanych procesów fizyko-chemicznych ich zatrzymywania i usuwania zachodzących wewnątrz obiegu pierwotnego i obudowy bezpieczeństwa reaktora. Z paliwa wydzielają się przede wszystkim izotopy najbardziej lotne gazy szlachetne (Xe, Kr) oraz jod (I) i brom (Br), a następnie cez (Cs) i rubid (Rb), zaś w znacznie mniejszej ilości stront (Sr), bar (Ba), tellur (Te), selen (Se) i ruten (Ru). Nawet podczas najbardziej katastrofalnej awarii czarnobylskiej do otoczenia zostało uwolnionych łącznie ok. 1, Bq (tj. ok. 2%) lotnych i stałych produktów rozszczepienia. 4.2 Podstawowe zasady i środki zapewnienia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych 1. Strategia obrony w głąb Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych (EJ) zapewnia się przede wszystkim przez zastosowanie, w sposób systematyczny, całego kompleksu środków technicznych i organizacyjnych, które składając się na tzw. strategię obrony w głąb. To kompleksowe, systemowe podejście zakłada kilka kolejnych poziomów obrony (bezpieczeństwa) nie polegamy na żadnym pojedynczym elemencie, jeśli zawiedzie jeden z nich to mamy do dyspozycji następny. Szczególnym aspektem realizacji strategii obrony w głąb jest zastosowanie układu kolejnych barier ochronnych, zapobiegających niekontrolowanemu przedostawaniu się substancji promieniotwórczych z elektrowni jądrowej (EJ) do środowiska. 2. Rygorystyczne wymagania techniczne dla całościowego projektu EJ, oraz dla konstrukcji, układów i urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa jako element strategii obrony w głąb : a. Wymaganie wykorzystania inherentnych (wbudowanych) cech bezpieczeństwa, zwłaszcza stabilności i samoregulacji reaktora; b. Reguły projektowania EJ dla zapewnienia niezawodności elementów składowych ważnych dla bezpieczeństwa. 3. Zapewnienie jakości na wszystkich etapach realizacji i istnienia EJ (projektowanie, produkcja urządzeń, budowa, rozruch, eksploatacja i likwidacja) wymaga się opracowania i wdrożenia systemu zapewnienia jakości, stanowiącego element zintegrowanego systemu zarządzania EJ. 4. Rygorystyczny system nadzoru państwowego nad bezpieczeństwem, na który składają się: a. Kryteria i wymagania bezpieczeństwa określone w przepisach normatywnych - obligatoryjnych (ustawy, rozporządzenia RM), wytycznych dozorowe, oraz normy techniczne (w tym, specjalne dla EJ); b. Nadzór dozorowy (sprawowany przez Dozór Jądrowy Państwowej Agencji Atomistyki oraz Urząd Dozoru Technicznego): zezwolenia; certyfikacja przedsiębiorstw, procesów i osób; odbiory (materiałów, urządzeń, robót) i inspekcje Strategia obrony w głąb Strategia obrony w głąb ( defence in-depth ) jest fundamentem bezpieczeństwa elektrowni jądrowych. Zasadą głębokiej obrony jest zapewnienie kompensacji możliwych awarii urządzeń i błędów ludzkich. 140

141 Przy tworzeniu systemu głębokiej obrony uznaje się, że nie można w pełni ufać żadnemu pojedynczemu elementowi wynikającemu z projektu, konserwacji lub eksploatacji elektrowni jądrowej. W razie uszkodzenia jednego podukładu inne mogą wypełnić potrzebne funkcje bezpieczeństwa. Zakłada się także możliwość popełnienia błędów przez personel elektrowni, które są traktowane na równi z uszkodzeniami. Głęboka obrona nie ogranicza się jednak tylko do stosowania dodatkowych układów wzajemnie się rezerwujących. Obejmuje ona następujących pięć poziomów bezpieczeństwa ( obrony ): I. Poziom pierwszy polegający na zapobieganiu odchyleniom od normalnej eksploatacji oraz uszkodzeniem układów EJ. Zapewnia się to poprzez jego solidne i zachowawcze zaprojektowanie EJ (duże zapasy bezpieczeństwa, właściwy dobór materiałów), z zastosowaniem zwielokrotnienia (redundancji), niezależności oraz różnorodności układów i urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa, oraz przez wysoką jakość budowy, utrzymania i eksploatacji EJ, w szczególności: kulturę bezpieczeństwa - tj. stosowanie zasady, że bezpieczeństwo jest zawsze nadrzędne (w szczególności nad zadaniami produkcyjnymi). II. III. IV. Poziom drugi: polegający na wykrywaniu i opanowywaniu odchyleń od normalnej eksploatacji celem zapobieżenia przekształcenia się zakłóceń (incydentów) eksploatacyjnych w warunki awaryjne. Poziom ten wymaga zastosowania odpowiednich układów określonych w analizach bezpieczeństwa (są normalne systemy elektrowni, takie jak układ redukcji mocy i normalnego wyłączenia reaktora), oraz odpowiednich procedur eksploatacyjnych dla zapobieżenia powstaniu lub ograniczenia uszkodzeń na skutek wystąpienia zakłóceń (incydentów) eksploatacyjnych. Poziom trzeci polegający na opanowaniu awarii projektowych, w mało prawdopodobnym przypadku, gdy pewne zakłócenia (incydenty) eksploatacyjne nie zostaną opanowane na drugim poziomie bezpieczeństwa, rozwijając się w poważniejsze zdarzenie. Realizuje się to poprzez wykorzystanie inherentnych cech bezpieczeństwa EJ i przewidzianych w projekcie systemów bezpieczeństwa, mających za zadanie doprowadzenie obiektu najpierw do stanu kontrolowanego, a następnie do stanu bezpiecznego wyłączenia, oraz zapewnienie, że przynajmniej jedna bariera izolująca promieniotwórcze produkty rozszczepienia pozostaje nienaruszona. Na tym poziomie obrony wykorzystuje się następujące środki: Systemy zabezpieczeń (np. układ awaryjnego wyłączenia reaktora) Układy bezpieczeństwa takie jak: układ awaryjnego chłodzenia rdzenia z automatyką zapewniającą ich samoczynne zadziałanie w razie awarii, bez potrzeby interwencji operatora. Obudowę bezpieczeństwa reaktora zapobiegającą uwolnieniem substancji promieniotwórczych do otoczenia. Procedury postępowania operatora w razie awarii. Poziom czwarty polegający na ograniczaniu skutków ciężkich awarii pozaprojektowych, w celu utrzymania uwolnień substancji promieniotwórczych na jak najniższym praktycznie możliwym poziomie. Najważniejszym celem tego poziomu jest utrzymanie możliwie jak największej skuteczności obudowy bezpieczeństwa w ograniczaniu uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska. Na tym poziomie obrony przewidziane są odpowiednie układy i działania dla opanowania ciężkich awarii i minimalizacji jej skutków, np. kontrolowane usuwanie gazów z wnętrza obudowy bezpieczeństwa przez układy filtrów, aby uchronić obudowę przed rozerwaniem wskutek nadmiernego ciśnienia gazów, oraz zapobieganie niekontrolowanemu spalaniu lub wybuchowi wodoru w obudowie. 141

142 V. Poziom piąty polegający na łagodzeniu radiologicznych skutków uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, jakie mogą wystąpić na skutek awarii. Wymaga to w szczególności zapewnienia odpowiednio wyposażonego awaryjnego ośrodka zarządzania oraz zastosowania planów postępowania awaryjnego na terenie i poza terenem EJ. Poziom ten przewiduje działania poza terenem elektrowni dla zmniejszenia narażenia ludności, takie jak: podanie pastylek jodu obojętnego, zalecenie pozostania w domach lub czasowe wstrzymanie wypasu bydła w razie skażenia pastwisk, czasowa ewakuacja z najbliższego otoczenia EJ System barier ochronnych izolujących substancje promieniotwórcze od otoczenia Koncepcja obrony w głąb realizowana jest w szczególności przez zastosowanie układu kolejnych barier fizycznych zapewniających utrzymanie substancji promieniotwórczych w określonych miejscach obiektu oraz zapobiegających ich niekontrolowanemu przedostawaniu się do środowiska. Barierami tymi są (Rys. 4.2): 1 - materiał paliwa jądrowego, 2 - koszulka elementu paliwowego, 3 - granica ciśnieniowa układu chłodzenia reaktora, oraz 4 - obudowa bezpieczeństwa. Rys Schemat barier ochronnych: 1. Pastylki paliwowe 2. Koszulka elementu paliwowego 3. Granica ciśnieniowa obiegu chłodzenia reaktora 4. Obudowa bezpieczeństwa reaktora. Znakomita większość izotopów promieniotwórczych (~99%) uwięziona jest w pastylkach paliwa wewnątrz prętów paliwowych. Lotne produkty rozszczepienia (radioaktywne gazy szlachetne i aerozole) przedostają się do szczeliny gazowej pomiędzy pastylkami a koszulką pręta paliwowego i są zatrzymywane przez tę koszulkę (znikoma ich ilość przedostaje się do chłodziwa cyrkulującego w obiegu pierwotnym). Aktywność wody obiegu pierwotnego spowodowana jest częściowo przedostawaniem się lotnych produktów rozszczepienia z paliwa przez mikro-nieszczelności koszulek elementów paliwowych, a częściowo jest skutkiem aktywacji chłodziwa i zawartych w nim zanieczyszczeń lub dozowanych chemikaliów (napromieniowanie neutronami w reaktorze). Chłodziwo reaktora jest ciągle oczyszczane, usuwane są z niego również substancje promieniotwórcze. Reaktor i cały jego obieg pierwotny znajduje się wewnątrz szczelnej obudowy bezpieczeństwa, obliczonej na nadciśnienie jakie może powstać w wyniku awaryjnego rozerwania obiegu pierwotnego w wyniku czego wydostałaby się znaczna ilość substancji radioaktywnych (głównie z paliwa na skutek uszkodzenia koszulek), ale także na obciążenia powodowane zdarzeniami zewnętrznymi (zjawiska sejsmiczne, ekstremalne zjawiska meteorologiczne jak huragan, wybuch, a także uderzenie samolotu). Substancje promieniotwórcze w znacznej ilości mogłyby wydostać się z paliwa. na skutek jego uszkodzenia (mechanicznego bezpośredniego działania sił mechanicznych, i/lub w wyniku przegrzania z powodu niewystarczającego chłodzenia może wówczas dojść do uszkodzenia wszystkich koszulek, defragmentacji, a nawet stopienia materiału paliwowego). 142

143 Dla zapobieżenia lub zminimalizowania uszkodzenia paliwa jądrowego w sytuacjach zakłóceń eksploatacyjnych (incydentów) lub awarii konieczne jest zapewnienie: Niezawodnego i szybkiego wyłączenia reaktora; Niezawodnego i efektywnego odprowadzenia ciepła powyłączeniowego, wydzielającego się w paliwie po wyłączeniu reaktora. W stanach awaryjnych zasadnicze znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa ludności i środowiska tj. ograniczenia niekontrolowanych uwolnień z EJ do środowiska substancji promieniotwórczych ma utrzymanie integralności i szczelności obudowy bezpieczeństwa, oraz jej efektywności w usuwaniu radionuklidów wydzielonych z paliwa i obiegu chłodzenia reaktora. Koncepcja systemu barier ochronnych potwierdziła się w praktyce swoją skuteczność podczas awarii ze stopieniem rdzenia w reaktorze wodno-ciśnieniowym (PWR) drugiego bloku EJ Three Mile Island (1979 r., TMI-2, USA): wówczas utracono bariery 1 i 2, lecz zbiornik reaktora (bariera 3) i obudowa bezpieczeństwa (bariera 4) pozostały szczelne. Była to najcięższa w historii awaria wodnego reaktora energetycznego, ale pomimo zniszczenia reaktora skutki radiologiczne tej awarii były bardzo małe nikt nie stracił życia ani zdrowia na skutek tej awarii. Uwolnienia substancji promieniotwórczych do otoczenia podczas tej awarii były miliony razy mniejsze niż podczas awarii w Czarnobylu, natomiast dawki promieniowania poza terenem elektrowni były średnio na poziomie 1% rocznych dawek od tła naturalnego. A trzeba tu podkreślić, że był to przecież reaktor II. generacji, z obudową bezpieczeństwa (pojedynczą) znacznie słabszą niż obudowy (podwójne) obecnie oferowanych Polsce reaktorów generacji III Zjawiska zagrażające integralności i skuteczności barier ochronnych w warunkach awarii Integralności barier ochronnych w warunkach awarii zagrażają następujące zjawiska: 1. Generacja ciepła powyłączeniowego w paliwie jądrowym: także po wyłączeniu reaktora musi być zapewnione niezawodne i dostatecznie efektywne chłodzenie rdzenia reaktora, aby uniknąć przegrzania i uszkodzenia paliwa jądrowego (ze stopieniem rdzenia włącznie), co prowadziłoby do uwolnienia z paliwa znacznych ilości produktów rozszczepienia. 2. Reakcje chemiczne, związane z wydzielaniem palnych gazów (zwłaszcza wodoru): a. Reakcja cyrkonu zawartego koszulach elementów paliwowych z wodą / parą wodną, która stwarza zagrożenie dla integralności elementów paliwowych oraz obudowy bezpieczeństwa (w razie niekontrolowanego spalania lub detonacji wodoru); b. Reakcja materiału stopionego rdzenia z wodą i betonem obudowy bezpieczeństwa reaktora (przy ciężkich awariach), która stwarza zagrożenie dla integralności obudowy bezpieczeństwa Ciepło powyłączeniowe Ciepło powyłączeniowe powstaje w paliwie jądrowym na skutek: Rozszczepień wywołanych neutrony opóźnione; Rozpadów promieniotwórczych produktów rozszczepienia oraz jąder izotopów zaktywowanych przez wychwyt neutronów. 143

144 Ciepło powyłączeniowe musi być (w sposób niezawodny i dostatecznie efektywny) odprowadzone z reaktora aby zapobiec przegrzaniu i uszkodzeniu paliwa, co doprowadziłoby do znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych zawartych w paliwie. Zmiany w czasie mocy ciepła powyłączeniowego w reaktorze termicznym przedstawiono na poniższym wykresie (Rys. 4.3). Jak widać, w początkowym okresie czasu ilość wydzielanego ciepła bardzo szybko spada (mniej więcej o połowę w ciągu pierwszej minuty po wyłączeniu reaktora), ale później tempo spadku maleje po upływie 1 godziny moc ciepła powyłączeniowego stanowi ok. 1% mocy cieplnej reaktora przed wyłączeniem, a po upływie doby ok. 0,5%. Wydawać by się mogło, że nie jest to wiele, lecz przy mocy cieplnej reaktora przekraczającej 3000 MW (największe osiągają moce rzędu 4500 MW), 1% to aż ok. 30 MW (do nawet ok. 45 MW), zaś 0,5% to ciągle 15 MW (do 22,5 MW). Taka ilość ciepła, gdyby nie została odprowadzona, na pewno spowodowałaby stopienie rdzenia reaktora. Rys Przebieg zmian w czasie mocy grzania powyłączeniowego w reaktorze termicznym [1] Utlenianie koszulek paliwowych i uwalnianie wodoru podczas awarii Integralności elementów paliwowych (w pierwszym rzędzie), a w konsekwencji także integralności obudowy bezpieczeństwa, zagraża reakcja cyrkonu zawartego w koszulkach elementów paliwowych z wodą (parą wodną): Zr + 2H 2 O ZrO 2 + 2H 2 + Q (6420 J/kgZr). W wyniku tej reakcji materiał koszulek paliwowych ulega utlenianiu i dodatkowemu rozgrzaniu ponieważ reakcja ta jest egzotermiczna (podczas niej wydziela się znaczna ilość ciepła) co grozi ich dezintegracją, a ponadto wydziela się znaczna ilość wodoru, który przedostaje się obiegu chłodzenia reaktora a stąd do obudowy bezpieczeństwa stwarzając zagrożenie niekontrolowanego spalania (spalenie tego wodoru daje dodatkowo 5200 J/kgZr ciepła) i w efekcie uszkodzenia obudowy. Przebieg intensywności reakcji przedstawia poniższy wykres (Rys. 4.4), jak widać wzrasta ona z temperaturą: reakcja zaczyna się przy ok. 900 C, przy temperaturach >1300 C intensywność reakcji szybko rośnie, a przy C reakcja może stać się autokatalityczną (czyli samo-napędzającą się). Dlatego wymaga się aby układy awaryjnego chłodzenia rdzenia miały wydajność taką, aby: nie została przekroczona temperatura koszulek paliwowych 1204 C (2200 F), zaś głębokość lokalnego utlenienia nie przekraczała 17%, a ponadto wymaga się zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej efektywne chłodzenie. 144

145 Rys Intensywność wydzielania wodoru z reakcji cyrkonu z parą wodną w zależności od temperatury [2] Zagrożenie integralności obudowy bezpieczeństwa związane z wodorem Podczas awarii wodór, wydzielony z reakcji cyrkonu z parą wodną, przedostaje się do atmosfery obudowy bezpieczeństwa reaktora mieszając się powietrzem, parą wodną oraz innymi gazami i lotnymi substancjami znajdującymi się wewnątrz obudowy. W efekcie powstaje mieszanina gazów i pary wodnej, która w określonych warunkach może ulec zapłonowi. Poniższy wykres trójskładnikowy wodór powietrze para wodna (Rys. 4.5) pokazuje obszar możliwego spalania wodoru kolor żółty (w tym podobszar detonacji kolor czerwony) oraz obszar gdzie spalanie wodoru nie jest możliwe kolor zielony. 55% 14% 4,1% Rys Obszary możliwego spalania wodoru w mieszaninie parowo-powietrznej [2]. Z wykresu tego wynika, że: Granice obszaru palności mieszaniny zależą od temperatury i ciśnienia; Przy stężeniach wodoru <4,1% nie występuje propagacja płomienia (tzn. mieszanina jest w praktyce niepalna); Spalanie wodoru nie zachodzi też przy: 145

146 Frakcja (obj.) małej zawartości powietrza <22% (<5% O 2 ), dużej zawartości pary wodnej >55%; Detonacja wodoru możliwa jest przy stężeniach >14% (przy dużej zawartości powietrza i małej zawartości pary wodnej) jednakże w analizach bezpieczeństwa i wymaganiach dla układów obudowy bezpieczeństwa przyjmuje się jako próg wybuchowości 10% zawartości H 2. Układy obudowy bezpieczeństwa muszą zapewnić, że w czasie awarii nie wystąpią w niej warunki, w których możliwa stałaby się detonacja wodoru. Osiąga się to przez: ciągle mieszanie atmosfery obudowy aby nie dopuścić do wytworzenia się lokalnie warunków dla detonacji wodoru, usuwanie wodoru za pomocą pasywnych rekombinatorów oraz inicjowanie miejscowego kontrolowanego spalania (za pomocą zapłonników). Poniższy wykres (Rys. 4.6) przedstawia przebieg zmian frakcji wodoru, tlenu i pary wodnej w atmosferze obudowy bezpieczeństwa podczas awarii dużej ucieczki chłodziwa reaktora wodno-ciśnieniowego (PWR). Z wykresu tego widać, że dzięki zastosowanym rozwiązaniom technicznym (w tym układom bezpieczeństwa) podczas tej awarii skład mieszany gazowo-parowej w obudowie bezpieczeństwa zawsze znajduje się poza strefą wybuchowości: najpierw jest za mało wodoru, a od 17 sekundy za mało tlenu, zaś od 19 sekundy frakcja pary osiąga i przekracza 55% - wprawdzie dalej jeszcze rośnie zawartość wodoru, ale wówczas jest już mało tlenu a dużo pary wodnej. Czas Rys Zmiany frakcji wodoru, tlenu i pary [h] wodnej w atmosferze obudowy bezpieczeństwa podczas awarii dużej ucieczki chłodziwa reaktora wodno-ciśnieniowego (PWR). 146

147 4.3 Podstawowe wymagania dla rozwiązań projektowych elektrowni jądrowych Funkcje bezpieczeństwa, klasyfikacja i kategoryzacja bezpieczeństwa konstrukcji, układów i urządzeń EJ Zapewnienie bezpieczeństwa EJ wymaga wypełniania zawsze następujących fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa: I. Sterowanie reaktywnością; II. Odprowadzanie ciepła z rdzenia reaktora; III. Zatrzymywanie substancji promieniotwórczych, ograniczanie i kontrolowanie ich uwolnień do środowiska w stanach normalnej eksploatacji, oraz ograniczanie uwolnień podczas awarii. Dla zapewnienia wypełniania tych funkcji bezpieczeństwa w rozwiązaniach projektowych EJ wykorzystuje się przede wszystkim (w stopniu praktycznie możliwym), inherentne (wbudowane) cechy bezpieczeństwa. Tam, gdzie dla zapewnienia wypełniania funkcji bezpieczeństwa nie jest możliwe wykorzystanie cech inherentnego bezpieczeństwa, priorytetem jest stosowanie układów i urządzeń nie wymagających zasilania elektrycznego ze źródeł zewnętrznych, albo takich które w razie utraty zasilania będą przyjmować stan preferowany z punktu widzenia bezpieczeństwa ( bezpieczny po uszkodzeniu ). Konstrukcje, układy i urządzenia EJ dzieli się na klasy i kategorie bezpieczeństwa - w zależności od ważności wypełnianych przez nie funkcji bezpieczeństwa, i odpowiednio różnicuje się także stawiane im wymagania techniczne (zależnie od kategorii bezpieczeństwa jądrowego). Podstawowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych 1. Awarie związane z niekontrolowanym wzrostem mocy (tzw. awarie reaktywnościowe ) nie stwarzają istotnego zagrożenia ze względu na inherentną cechę stabilności i samoregulacji, którą charakteryzują się te reaktory (opisaną poniżej w podrozdziale 4.3.2). 2. Natomiast, kluczowe problemy bezpieczeństwa reaktorów wodnych wiążą się z: a. Zapewnieniem niezawodnego odprowadzenie ciepła powyłączeniowego z rdzenia tym samym zapobiegając lub ograniczając uszkodzenie paliwa (chłodzenie w stanach awaryjnych bez rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora, oraz w razie powstania rozszczelnienia awaryjne chłodzenie rdzenia). b. Ograniczeniem niekontrolowanych uwolnień do środowiska substancji promieniotwórczych w stanach awaryjnych (utrzymanie funkcji obudowy bezpieczeństwa: zachowanie jej integralności i szczelności, oraz efektywnego usuwania radionuklidów) Stabilność i samoregulacja reaktora Reaktor i związane z nim układy nie mogą posiadać takich wbudowanych cech, które mogłyby spowodować znaczny wzrost reaktywności 120 podczas zakłóceń eksploatacyjnych lub w stanach awaryjnych, prowadząc tym samym do pogorszenia skutków tych zdarzeń. 120 Reaktywność, ρ=(kef-1)/kef parametr fizyczny określający chwilowy bilans neutronów w reaktorze. 147

148 Konieczne jest zapewnienie stabilności i samoregulacji reaktora, tak aby łączny efekt fizycznych sprzężeń zwrotnych ograniczał wzrost mocy reaktora. W szczególności, rdzeń reaktora i związane z nim układy chłodzenia oraz sterowania i zabezpieczeń, muszą być zaprojektowane tak, aby: 1) Zapewniona była stabilność mocy reaktora podczas normalnej eksploatacji; 2) Wahania mocy reaktora mogące prowadzić do przekroczenia określonych granicznych parametrów paliwa jądrowego były wykluczone, albo mogły być one niezawodnie i szybko wykryte i stłumione. Wymagania te są łatwe do spełnienia przez reaktory wodne, w których woda jest moderatorem neutronów i chłodziwem, ze względu na inherentnie ujemne reaktownościowe sprzężenie zwrotne od mocy reaktora, wynikające z: a. Silnego ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury moderatora; b. Ujemnego sprzężenia zwrotnego od temperatury paliwa. W reaktorach z moderatorem wodnym (lekko-wodnych LWR, lub ciężko-wodnych PHWR) wzrost temperatury moderatora, a zwłaszcza jego wrzenie, powoduje zmniejszenie gęstości moderatora co z kolei skutkuje pogorszeniem spowalniania neutronów i zwiększeniem ich ucieczki poza rdzeń reaktora (Rys. 4.7). W efekcie zmniejsza się liczba rozszczepień i moc reaktora samorzutnie maleje na skutek zbyt wysokiej energii neutronów i zmniejszenia ich liczby w rdzeniu. Zatem w reaktorach wodnych występuje zawsze ujemny 121 tzw. efekt reaktywnościowy temperatury moderatora (w reaktorach wodno-ciśnieniowych wielkość tego efektu zależy od aktualnego stężenia kwasu borowego w chłodziwie reaktora). Rys Ilustracja bilansu neutronów (wychwyt, spowalnianie, ucieczka) w reaktorze wodnym przed i po odparowaniu wody. Z kolei wzrost temperatury paliwa skutkuje zwiększeniem tzw. pochłaniania rezonansowego neutronów (tzw. efekt Dopplera) i dodatkowo zmniejszeniem ilości rozszczepień na skutek wzrostu średniej energii neutronów 122 co w efekcie daje ujemny tzw. efekt reaktywnościowy temperatury paliwa, sprzyjający wyhamowaniu łańcuchowej reakcji rozszczepienia. 121 W przeciwieństwie do reaktorów typu RBMK, z moderatorem grafitowym, chłodzonych wodą (takich jakie zainstalowane były m.in. w Czarnobylu), które można było doprowadzić do stanu takiego, że wrzenie wody powodowało duży i niekontrolowany wzrost reaktywności. 122 Ponieważ tzw. przekrój czynny na rozszczepienie, będący miarą prawdopodobieństwa rozszczepienia jądra izotopu rozszczepialnego, jest odwrotnie proporcjonalny do prędkości neutronu (σ f ~ 1/v). 148

149 Ponieważ wzrost mocy reaktora wiąże się zawsze ze wzrostem średnich temperatur zarówno moderatora jak i paliwa więc, przy pracy reaktora na mocy, oba powyżej opisane efekty reaktywnościowe występują jednocześnie dając (wypadkowy) tzw. efekt reaktywnościowy mocy reaktora w reaktorach wodnych jest on zawsze ujemny, zapewniając tym samym ich inherentną cechę stabilności i samoregulacji. Zjawisko samoregulacji reaktorów wodnych zostało Rys Zmiany mocy (P) i temperatury (T) reaktora potwierdzone, nie tylko przez SPERT-1 po skokowym wzroście reaktywności symulacje obliczeniowe, ale (wystrzelenie pręta regulacyjnego) i przy wyłączonym układzie zabezpieczeń [2]. także sprawdzone doświadczalnie w USA na reaktorze doświadczalnym SPERT-1, w którym przeprowadzono eksperyment polegający na wystrzeleniu z rdzenia pręta regulacyjnego przy wyłączonym układzie zabezpieczeń (Rys. 4.8). Moc reaktora a następnie temperatura początkowo wzrosły, lecz po wystąpieniu wrzenia wody, moc zaczęła samorzutnie szybko spadać i w efekcie reaktor samoczynnie wyłączył się Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa dla zapewnienia ich niezawodności Zasady projektowania układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa zapewniają wykonanie przez nie funkcji bezpieczeństwa, nawet w razie uszkodzenia lub nieprawidłowego działania, uzyskuje się to stosując rozwiązania takie jak: zwielokrotnienie, separacja fizyczna i niezależność funkcjonalna, oraz różnorodność rozwiązań. Najważniejsze układy, konieczne do doprowadzenia obiektu do stanu bezpiecznego wyłączenia i utrzymania go w tym stanie, muszą być zdolne do wypełnienia swoich funkcji nawet w razie niesprawności jakiegokolwiek elementu danego układu i nawet wówczas gdy jakikolwiek inny element tego samego układu lub układu wspomagającego, albo pomocniczego koniecznego do jego pracy, jest wyłączony z eksploatacji celem przeprowadzenia wymaganych zabiegów utrzymania lub do remontu Kryterium pojedynczego uszkodzenia Kryterium pojedynczego uszkodzenia stanowi, że pojedyncze uszkodzenie jakiegokolwiek czynnego lub biernego elementu nie może spowodować utraty możliwości wypełnienia przez układ jego funkcji bezpieczeństwa. Przez pojedyncze uszkodzenie rozumie się tu uszkodzenie, które powoduje utratę zdolności danego urządzenia do wykonywania przewidzianej dla niego w projekcie funkcji bezpieczeństwa oraz wszelkie uszkodzenia wtórne, będące jego skutkiem. Jest to podstawowe kryterium stosowane przy projektowaniu układów EJ ważnych dla bezpieczeństwa (a szczególnie układów bezpieczeństwa) i musi być ono zastosowane do każdej grupy bezpieczeństwa występującej w projekcie elektrowni. Wykonuje się systematyczne analizy deterministyczne, zakładając kolejno pojedyncze uszkodzenia (lub 149

150 błędy personelu o analogicznych skutkach), aby zaprojektować EJ tak, że nawet przy najbardziej niekorzystnym wariancie żadne pojedyncze uszkodzenie w układzie nie spowoduje niemożności wypełnienia przez dany układ jego funkcji bezpieczeństwa założonej w projekcie Zapobieganie uszkodzeniom ze wspólnej przyczyny Przez uszkodzenie ze wspólnej przyczyny rozumie się uszkodzenie dwu lub więcej zwielokrotnionych konstrukcji, układów lub urządzeń spowodowane pojedynczym określonym zdarzeniem lub przyczyną. Przykładami tego rodzaju uszkodzeń są: zablokowanie studzienek w obudowie bezpieczeństwa uniemożliwiające dopływ wody do wszystkich grup układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (przy pracy w trybie recyrkulacji), awaria zasilania elektrycznego wielu układów ważnych dla bezpieczeństwa, mnogie uszkodzenia spowodowane pożarem lub zalaniem. Wymaga się aby uszkodzenia ze wspólnej przyczyny w układach bezpieczeństwa miały jedynie bardzo niewielki wpływ na bezpieczeństwo EJ. Analizuje się przy tym możliwości wystąpienia uszkodzeń ze wspólnej przyczyny elementów ważnych dla bezpieczeństwa, aby określić gdzie należy zastosować zasady zwielokrotnienia, różnorodności i niezależności dla uzyskania koniecznego poziomu ich niezawodności Zwielokrotnienie (redundancja) Zwielokrotnienie (redundancja) to zastosowanie więcej niż minimalna liczba (identycznych lub różnych) urządzeń lub układów, tak aby uszkodzenie jakiekolwiek z nich nie skutkowało niewypełnieniem wymaganej funkcji bezpieczeństwa. Poniższy przykład (Rys. 4.9) ilustruje zastosowanie zasady zwielokrotnienia w rozwiązaniach projektowych czynnego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (CUACR) rosyjskich reaktorów wodno-ciśnieniowych typu WWER-440/W z 6 pętlami chłodzenia. Zastosowano 3 jednakowe grupy (pod-układy) CUACR, z których każda składa się ze zbiorników ( 1 i 6 ), pomp (wysokiego ciśnienia 2 i niskiego ciśnienia 7 ), zaworów 3, oraz wymienników 5. Do zapewnienia bezpieczeństwa (uzupełniania chłodziwa, zalania i chłodzenia rdzenia) wystarczy poprawna praca jedynie jednego układu, zatem CUACR reaktorów WWER-440/W-213 mają redundancję x Rys Zwielokrotnienie: tu 3 równoległe pod-układy czynnego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora WWER [2]. 123 W reaktorach wodno-ciśnieniowych konstrukcji zachodniej (PWR) z 4 pętlami chłodzenia, stosuje się zwykle układy poczwórne (redundancja x4 ). 150

151 Różnorodność (dywersyfikacja) Różnorodność (dywersyfikacja) oznacza wypełnianie tej samej funkcji bezpieczeństwa przez dwa lub więcej urządzeń lub układów wyraźnie różniących się między sobą (np. technologicznie, sposobem uruchamiania lub zasilaniem w energię), tak by jedna przyczyna nie mogła spowodować jednocześnie utraty funkcji wszystkich równoległych i rezerwujących się wzajemnie podukładów. Przykładowe zastosowanie zasady różnorodności ilustruje poniższy rysunek (Rys. 4.10), na którym pokazano zróżnicowanie sposobu napędu pomp awaryjnego układu wody zasilającej wytwornice pary: 2 pompy napędzane są silnikami elektrycznymi, a 2 inne turbinami parowymi. Elektr Elektr Turb Turb Rys Różnorodność: tu napędów pomp awaryjnego układu wody zasilającej wytwornice pary (2 silniki elektryczne, 2 turbiny parowe) Separacja przestrzenna i/lub fizyczna Przez separację przestrzenną i/lub fizyczną rozumie się zastosowanie separacji przestrzennej (przez odległość, położenie, itp.), lub za pomocą odpowiednich barier fizycznych, albo przez połączenie obu tych metod. Stosowanie separacji jest szczególnie ważne dla zabezpieczenia się przed uszkodzeniami ze wspólnej przyczyny związanych z zagrożeniami takimi jak pożary i zalania, działaniem odłamków powstałych w związku z uszkodzeniami urządzeń pod ciśnieniem lub zdarzeniami zewnętrznymi takim jak: uderzenie samolotu lub eksplozja Niezależność funkcjonalna Niezależność funkcjonalna dwa urządzenia lub układy uważa się za niezależne w odniesieniu do określonego zdarzenia gdy jakiekolwiek zdarzenie wewnętrzne nie może spowodować jednoczesnego uszkodzenia obu tych urządzeń lub układów. Wymóg zapewnienia niezależności funkcjonalna stosuje się zwłaszcza przy projektowaniu systemów i układów bezpieczeństwa, w szczególności odnosi się on do funkcjonalnej niezależności systemu zabezpieczeń reaktora i systemu sterowania EJ Przejście w stan bezpieczny po uszkodzeniu Stan bezpieczny po uszkodzeniu to wymóg zaprojektowania EJ w taki sposób, aby elementy istotne dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego w razie uszkodzenia przechodziły samoczynnie w stan bezpieczny. Przykłady zastosowania tej zasady to: zrzut prętów bezpieczeństwa do rdzenia reaktora pod działaniem grawitacji po zaniku zasilania elektrycznego napędów (Rys. 4.11), lub samoczynne zamknięcie / otwarcie zaworu (w zależności od tego, który stan jest stan preferowany z punktu widzenia bezpieczeństwa) pod działaniem sprężyn lub sprężonego czynnika. 151

152 Stosowanie rozwiązań biernych Niezawodność układów ważnych dla bezpieczeństwa EJ w tym zwłaszcza układów bezpieczeństwa można znacznie poprawić przez stosowanie rozwiązań biernych, tzn. urządzeń działających samoczynnie bez dostarczania z energii i sterowania z zewnątrz wykorzystujących siły i zjawiska naturalne, takie jak: grawitacja, konwekcja naturalna, parowanie / skraplanie, energia sprężyn lub sprężonych gazów. Rozwiązania bierne są często stosowane w projektach nowoczesnych EJ z reaktorami generacji III. i III+. Przykłady zastosowania rozwiązań biernych zostały przedstawione na poniższych rysunkach, i tak: Na Rys pokazano samoczynny zrzut pod działaniem siły grawitacji do rdzenia reaktora prętów bezpieczeństwa, po zaniku zasilania elektrycznego ich napędów (jest tu jednocześnie zrealizowana zasada stan bezpieczny po uszkodzeniu ); Na Rys przedstawiono zasadę działania podukładów biernego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (BUACR): woda borowana w zbiornikach tego układu (hydroakumulatorach) znajduje się pod ciśnieniem poduszki sprężonego gazu (azotu). Kkażdy ze zbiorników (razem jest ich 4) połączony jest z reaktorem rurociągiem za pośrednictwem klapy zwrotnej, która normalnie jest w położeniu zamkniętym gdyż ciśnienie w reaktorze jest znacznie wyższe niż zbiorniku BUACR. W razie spadku ciśnienia w reaktorze poniżej ciśnienia w zbiornikach BUACR (co miałoby miejsce przy dużym rozszczelnieniu obiegu chłodzenia reaktora i ucieczce chłodziwa) klapa zwrotna pod wpływem różnicy ciśnień samoczynnie otwiera się i woda ze zbiorników BUACR dopływa do reaktora, uzupełniając zasób chłodziwa i zalewając rdzeń. Na Rys pokazano wykorzystanie konwekcji naturalnej do odprowadzania ciepła powyłączeniowego z rdzenia reaktora (gdy nie występuje rozszczelnienie obiegu). Wykorzystanie konwekcji naturalnej wymaga odpowiedniego zaprojektowania układu - przede wszystkim właściwej jego geometrii (zapewnienie odpowiedniej różnicy poziomów pomiędzy miejscem doprowadzania i odprowadzania ciepła, zminimalizowanie strat hydraulicznych, unikanie powstawania w obiegu korków parowo-gazowych ). Rys Zastosowanie zasady stan bezpieczny po uszkodzeniu, z wykorzystaniem grawitacji: samoczynny zrzut prętów bezpieczeństwa do rdzenia po zaniku zasilania elektrycznego. Rys Wykorzystanie energii sprężonego gazu i zastosowanie klap zwrotnych w BUACR. 152

153 Rys Wykorzystanie konwekcji naturalnej w układzie chłodzenia reaktora WWER odbiór ciepła powyłączeniowego [2]. Rys Wykorzystanie grawitacji, konwekcji naturalnej i parowania / skraplania - pasywne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa reaktora AP1000 [Westinghouse]. Rys ilustruje zasadę całkowicie pasywnego chłodzenia obudowy bezpieczeństwa reaktora AP 1000, gdzie wykorzystano: grawitację, konwekcję naturalną oraz zjawiska parowania wody i skraplania pary wodnej. Ciepło powyłączeniowe odbierane jest od reaktora poprzez parowanie wody i transportowane do metalowej powierzchni wewnętrznej obudowy bezpieczeństwa przez konwekcję naturalną mieszaniny parowogazowej jaka rozwija się wewnątrz tej obudowy. Para wodna skrapla się na ścianach obudowy i kondensat spływa z powrotem do studni reaktora. Stalowa obudowa bezpieczeństwa chłodzona jest natomiast w konwekcji naturalnej powietrzem dopływającym z zewnątrz. Dodatkowo odbiór ciepła zwiększany jest przez odparowanie warstewki wody doprowadzanej grawitacyjnie ze zbiornika umieszczonego w na szczycie obudowy zewnętrznej (żelbetowej). Podgrzane powietrze z oparami wypływa kominem u szczytu obudowy, transportując tym samym ciepło powyłączeniowe do atmosfery. 153

154 4.4 Układy bezpieczeństwa Aby zapobiec awariom i/lub ograniczyć ich skutki, elektrownie jądrowe wyposaża się w układy bezpieczeństwa zapewniające wykonanie fundamentalnych funkcji bezpieczeństwa, tj.: wyłączenie reaktora i utrzymanie go w stanie podkrytycznym, odprowadzenie ciepła powyłączeniowego, oraz utrzymanie substancji promieniotwórczych w obrębie EJ Układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) przeznaczony jest do uzupełniania chłodziwa reaktora, na wypadek powstania rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora skutkującego ucieczką chłodziwa. UACR projektuje się na rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora o różnej wielkości: od rozerwania rurki impulsowej o średnicy kilkunastu mm, aż po nagłe rozerwanie rurociągu o maksymalnej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa 124 włącznie. W razie rozerwania dużego rurociągu obiegu chłodzenia chłodziwo reaktora szybko wypływa, ciśnienie w obiegu gwałtownie spada i rdzeń reaktora odkrywa się. Gdyby pręty paliwowe pozostały bez chłodzenia, temperatura paliwa wzrosłaby i paliwo uległoby stopieniu. Dlatego, po wyłączeniu reaktora, zadaniem UACR jest wtryśnięcie do reaktora wody chłodzącej tak by rdzeń pozostał pod powierzchnią wody. Woda w zbiornikach UACR zawiera kwas borowy (H 3 BO 3 ) 125, aby zapewnić utrzymanie podkrytyczności reaktora i uniknąć ewentualnego samorzutnego zainicjowania reakcji rozszczepienia. Po zalaniu rdzenia i ustabilizowania parametrów UACR musi następnie zapewnić długookresowe odprowadzanie ciepła powyłączeniowego (pracując w trybie recyrkulacji tj. podając, po schłodzeniu w wymienniku ciepła, ponownie do obiegu chłodzenia reaktora wodę gromadzącą się w studzienkach ściekowych obudowy bezpieczeństwa). W obecnie pracujących reaktorach (oraz w tzw. ewolucyjnych rozwiązaniach reaktorów III. generacji) typowo znajdują się czynne (CUACR) i bierne układy awaryjnego chłodzenia rdzenia (BUACR). Układy czynne zawierają trzy lub cztery równoległe podukłady ze zbiornikami chłodziwa, pompami, i zaworami, zaprojektowane tak by tylko jeden z kilku równolegle pracujących podukładów wystarczał do zalania rdzenia wodą i skutecznego chłodzenia. Obok nich są układy bierne, a więc takie, które mogą pracować bez doprowadzenia energii z zewnątrz. W innowacyjnych rozwiązaniach reaktorów generacji III+ jak np. reaktor wodno-ciśnieniowy AP 1000 (firmy Westinghouse) stosuje się całkowicie bierne UACR. Na Rys pokazane są schematy układów awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora wodno-ciśnieniowego (WWER): biernego - BUACR i czynnego - CUACR. Bierny UACR (Rys A.) składa się z 2 grup przy czym do zalania rdzenia wystarczające jest poprawne działania jednej grupy (redundancja: x 2 ); każda grupa BUACR składa się z 2 hydro-akumulatorów ( 7 ) z poduszką gazową (sprężony azot) połączonych z reaktorem rurociągami z klapami zwrotnymi ( 8 ), działają one w początkowej fazie zalewania rdzenia (podając wodę pod i nad rdzeń reaktora). 124 W połączeniu z jednoczesną utratą zasilania elektrycznego prądem przemiennym z sieci zewnętrznej. 125 Bor, a konkretnie izotop B 10, silnie pochłania neutrony. 154

155 Czynny UACR (Rys B.) składa się z 3 lub 4 podukładów przy czym do zalania rdzenia i chłodzenia reaktora po awarii wystarczy poprawna praca tylko jednego podukładu (redundancja: x 3 lub x 4 ); każdy z podukładów CUACR zawiera: część wysokociśnieniową, która działa przy małych rozszczelnieniach obiegu chłodzenia reaktora (zbiornik 6, pompa 7 ); cześć niskociśnieniową (zbiornik 1, pompa 2, zawór zwrotny 3, wymiennik ciepła 5 ). Przy tym każdy podukład CUACR zasilany jest z oddzielnego awaryjnego generatora diesla. : 1) odpowiedzialność za bezpieczeństwo, 2) rola rządu, 3) kierownictwo i zarządzanie dla zapewnienia bezpieczeństwa, 4) uzasadnienie dla obiektów i działalności związanej z narażeniem na promieniowanie, 5) optymalizacja ochrony, 6) ograniczenie narażenia osób, 7) ochrona obecnego i przyszłych pokoleń, 8) zapobieganie awariom, 9) przygotowanie i działania przeciwawaryjne, 10) działania ochronne dla zmniejszenia zagrożeń radiologicznych. A. B. Rys Schematy układów awaryjnego chłodzenia rdzenia (WWER) [2]. 155

156 Na Rys pokazano natomiast konfigurację UACR reaktora wodno-ciśnieniowego (PWR) typu Konvoi (niemieckiej firmy Siemens). Obieg chłodzenia tego reaktora składa się z 4 pętli. Podobnie jak w przypadku reaktora WWER, BUACR reaktora Konvoi składa się z dwóch grup, z których każda zawiera 2 hydro-akumulatory ( 2 ). Natomiast CUACR tego reaktora składa się z 4-ch podukładów, podłączonych do poszczególnych pętli, przy czym do zalania rdzenia i chłodzenia reaktora po awarii wystarczy poprawna praca tylko jednego podukładu (redundancja: x 4 ). W skład każdego z podukładów CUACR wchodzą: zbiornik 1, pompa wysokiego ciśnienia 5, pompa niskiego ciśnienia 3, i wymiennik ciepła 4. Na schemacie pokazano ponadto 4 różne tryby pracy UACR: wtrysk wysokociśnieniowy ( High Pressure Injection ), wtrysk z hydro-akumulatorów ( Accumulator Injection ), wtrysk niskociśnieniowy ( Low Pressure Injection ), oraz recyrkulacja ( Recirculation Mode ). Rys Schemat układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (Konvoi, Siemens) [3] Awaryjny układ wody zasilającej Awaryjny układ wody zasilającej przeznaczony jest do zasilania w wodę wytwornic pary (reaktorów wodno-ciśnieniowych) w razie awarii podstawowego układu wody zasilającej lub utraty zasilania elektrycznego potrzeb własnych bloku ze źródeł zewnętrznych. Układ ten umożliwia w szczególności: odprowadzanie ciepła (powyłączeniowego i zakumulowanego) z obiegu chłodzenia reaktora (poprzez wytwornice pary) po wyłączeniu reaktora, przy wysokim ciśnieniu oraz niedyspozycyjności normalnego układu wody zasilającej; schłodzenie reaktora do stanu umożliwiającego przełączenie na normalny układ odprowadzania ciepła powyłączeniowego. 156

157 Awaryjne układy wody zasilającej składają się z takiej samej liczby podukładów jak CUACR, tj. 3 (WWER) lub 4 (PWR). Dla zwiększenia niezawodności układu dywersyfikuje się napędy pomp stosując oprócz silników elektrycznych turbiny parowe albo bezpośredni napęd silnikiem diesla. Silniki elektryczne napędzające awaryjne pompy wody zasilającej posiadają niezawodne zasilanie elektryczne z awaryjnych generatorów dieslowskich. Na Rys przedstawiony jest schemat awaryjnego układu wody zasilającej ulepszonego reaktora wodno-ciśnieniowego (APWR) firmy Mitsubishi Heavy Industries. Układ ten składa się z 4-ch podukładów, z których każdy zasila jedną wytwornicę pary z tym, że połączenia pomiędzy nimi umożliwiają zasilanie dowolnych wytwornic z dowolnych pomp. Napędy pomp zostały zdywersyfikowane: dwie zasilane są silnikami elektrycznymi, a dwie turbinami parowymi. Rys Schemat awaryjnego układu wody zasilającej APWR [MHI] [4]. 157

158 4.4.3 Obudowa bezpieczeństwa reaktora Obudowa bezpieczeństwa stanowi czwartą ostatnią barierę ochronną zapobiegającą dużym niekontrolowanym uwolnieniom substancji promieniotwórczych do środowiska, w razie awarii. Utrzymanie jej funkcji ma więc kluczowe znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa. Obudowa bezpieczeństwa mieści w swym wnętrzu reaktor wraz z obiegiem chłodzenia (rurociągi, pompy cyrkulacyjne, wytwornice pary) oraz niektóre układy pomocnicze reaktora. Układ obudowy bezpieczeństwa obejmuje konstrukcję obudowy, wraz z urządzeniami jak: rurociągi, przepusty, szybkodziałająca armatura odcinająca, śluzy, drzwi i przejścia przez ściany obudowy, oraz układy pomocnicze jak: układ zraszania i układy wentylacji. Obudowa bezpieczeństwa, wraz z układami pomocniczymi, spełnia następujące funkcje: zatrzymywanie i izolacja od otoczenia substancji promieniotwórczych znajdujących się wewnątrz obudowy; redukcja / usuwanie radionuklidów i gazów palnych z atmosfery obudowy oraz długookresowe odprowadzanie ciepła; ochrona przed skutkami zdarzeń zewnętrznych jak: uderzenie samolotu, eksplozja chemiczna, trzęsienie ziemi. Konstrukcja obudowy: wytrzymuje parametry awaryjne (max ciśnienie awaryjne ~0,5 MPa), zapewniając wymaganą szczelność (max przecieki: 0,25% objętości obudowy/dobę), oraz obciążenia zewnętrzne; może być: jedno-powłokowa ze sprężonego żelbetu z wykładziną stalową, lub dwu-powłokowa: wewnętrzna (obudowa pierwotna) - stalowa lub ze sprężonego żelbetu z wykładziną stalową, zewnętrzna (obudowa wtórna) - ze zbrojonego betonu. Układ zraszania obudowy bezpieczeństwa: zmniejsza awaryjne ciśnienie wewnątrz obudowy i przyczynia się do odprowadzenia ciepła; przyśpiesza wymywanie radioaktywnych aerozoli (głównie jodu) z atmosfery wewnątrz obudowy (w tym celu do wody zraszającej obudowę dodaje się: hydrazynę - N 2 H 4 lub wodorotlenek sodu - NaOH); zasilany jest z awaryjnego generatora diesla. Na Rys pokazano przykładowe rozwiązanie obudowy bezpieczeństwa zastosowane w jednej z amerykańskich EJ z reaktorem wodno-ciśnieniowym. Jest to obudowa cylindryczna z kopułą, o konstrukcji dwu-powłokowej, mieszcząca wewnątrz: reaktor 2 wraz z obiegiem chłodzenia rurociągi, pompy cyrkulacyjne 4 i wytwornice pary 3. Powłoka wewnętrzna 11 jest stalowa (wytrzymuje ona nadciśnienie awaryjne i zapewnia szczelność), zaś powłoka zewnętrzna 10 jest żelbetowa (stanowi ona osłonę biologiczną i zapewnia ochronę przed zagrożeniami zewnętrznymi jak uderzenie samolotu lub wybuch chemiczny). W przestrzeni pomiędzy powłokami utrzymywane jest podciśnienie, a gazy z tej przestrzeni są odprowadzane rurociągiem 12 do filtra 13, skąd po oczyszczeniu (zwłaszcza zatrzymaniu radioaktywnych aerozoli) kierowane są do komina wentylacyjnego

159 Rys Schemat obudowy bezpieczeństwa z układami pomocniczymi [2]. Aby zapewnić szybki spadek ciśnienia po awarii związanej z ucieczką chłodziwa reaktora, zastosowano układ zraszania ze zbiornikiem wody 6, pompą 7, wymiennikiem ciepła 8 i dyszami zraszającymi 9 wewnątrz obudowy. Gdy po dłuższym okresie działania tego układu wyczerpie się zapas wody w zbiorniku 6, wówczas zacznie on pobierać wodę ze studzienki ściekowej znajdującej się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. Do zbiornika wody zraszającej obudowę dodaje się roztwór związków chemicznych przyśpieszających wymywanie radioaktywnych izotopów jodu z atmosfery obudowy bezpieczeństwa. Dodatkowo współczesne obudowy bezpieczeństwa wyposażane są układy zapobiegające niekontrolowanemu spalaniu lub detonacji wodoru (mieszanie atmosfery obudowy, usuwanie wodoru pasywne rekombinatory katalityczne, lokalne zapłonniki), a także inne urządzenia zapobiegające uszkodzeniu obudowy w razie zaistnienia ciężkiej awarii związanej ze stopieniem rdzenia reaktora. 159

160 4.4.4 Inne układy bezpieczeństwa System zabezpieczeń reaktora System zabezpieczeń reaktora jest to system monitorujący pracę reaktora, który po wykryciu stanu nienormalnego, automatycznie uruchamia działania celem zapobieżenia powstaniu niebezpiecznej lub potencjalnie niebezpiecznej sytuacji. Układ logiczny systemu generuje różne sygnały automatycznych zabezpieczeń inicjując automatyczne zmniejszenie mocy lub awaryjne wyłączenie reaktora - przez wprowadzanie lub zrzut do rdzenia prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa Układy kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa Układy kontroli, mieszania i usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa zapobiegają niekontrolowanemu spalaniu lub detonacji wodoru w obudowie bezpieczeństwa. Osiąga się to przez: ciągle mieszanie atmosfery obudowy aby nie dopuścić do wytworzenia się lokalnie warunków dla detonacji wodoru, usuwanie wodoru za pomocą pasywnych rekombinatorów i/lub inicjowanie kontrolowanego spalania wodoru (za pomocą pasywnych zapłonników) w pomieszczeniach i miejscach gdzie mogłyby wytworzyć się stężenia tego gazu grożące detonacją Układ wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorów Układ wody ruchowej odpowiedzialnych odbiorów ma za zadanie odprowadzenie ciepła z układów i urządzeń EJ ważnych dla bezpieczeństwa (w tym: UACR i obudowy bezpieczeństwa) do tzw. do ostatecznego odbiornika ciepła (akwenu chłodzącego lub atmosfery). Układ ten składa się z takiej samej liczby podukładów jak UACR i awaryjny układ wody zasilającej, tj. 3 lub Układy niezawodnego zasilania elektrycznego Układy niezawodnego zasilania elektrycznego urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa obejmują: Zasilanie rezerwowe z zewnętrznej sieci elektroenergetycznej dystrybucyjnej (z sieci 110 kv i ew. dodatkowo 15 kv); Wewnętrzne awaryjne źródła zasilania: awaryjne agregaty dieslowskie, oraz baterie akumulatorów z falownikami (zasilanie układów sterowania i zabezpieczeń, oświetlenia awaryjnego, sprzętu łączności i in.). 160

161 4.5 Międzynarodowe wymagania i zalecenia dotyczące bezpieczeństwa energetyki jądrowej Normy bezpieczeństwa MAEA (IAEA Safety Standards) Normy bezpieczeństwa Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (MAEA) zawierają wymagania i zalecenia o charakterze zasadniczo jakościowym opisują one co należy uwzględnić oraz co i jak wykonać, lecz (poza nielicznymi wyjątkami) nie określają ilościowych kryteriów bezpieczeństwa, gdyż należy to do kompetencji dozorów jądrowych państw członkowskich Agencji. Struktura normy bezpieczeństwa MAEA przedstawiona jest na Rys Na szczycie hierarchii znajduję się dokument: Podstawowe zasady bezpieczeństwa (Fundamental Safety Principles. No. SF-1), w którym określono 10 podstawowych zasad ochrony ludzi i środowiska przed szkodliwym działaniem promieniowania jonizującego. Obszary tematyczne Obiekty i działalności Podstawowe zasady bezpieczeństwa Projektowanie elektrowni jądrowych Eksploatacja elektrowni jądrowych Ocena lokalizacji Bezpieczeństwo obiektów jądrowych Rys Struktura norm bezpieczeństwa MAEA. Normy bezpieczeństwa MAEA podzielone są na odpowiednie serie odnoszące się do poszczególnych obszarów tematycznych, oraz rodzajów obiektów lub działalności. Do bezpieczeństwa energetyki jądrowej odnoszą się następujące serie: Ocena lokalizacji (Site evaluation), Projektowanie elektrowni jądrowych (Nuclear Power Plants: design), Eksploatacja elektrowni jądrowych (Nuclear Power Plants: operation). W każdej z tych serii występuje dokument główny Wymagania (Requirements) określający podstawowe wymagania bezpieczeństwa, oraz zbiór wielu tematycznych Wytycznych bezpieczeństwa (Safety Guides) podających szczegółowe zalecenia dotyczące sposoby wypełnienia wymagań bezpieczeństwa. 161

162 Na przykład: seria Projektowanie elektrowni jądrowych (Nuclear Power Plants: design) zawiera: Dokument: Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych: projekt. Wymagania. (Safety of Nuclear Power Plants: Design. Requirements. No. NS-R-1) Oraz 14 tematycznych wytycznych bezpieczeństwa (Safety Guides), o numerach od NS-G-1.1 do NS-D Wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych ( EUR ) Dokument Wymagania europejskich przedsiębiorstw energetycznych dla elektrowni jądrowych z reaktorami lekkowodnymi (European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants) został opracowany przez 12 firm stowarzyszonych w organizacji EUR, reprezentujących duże europejskie przedsiębiorstwa zajmujące się wytwarzaniem energii elektrycznej w elektrowniach jądrowych. Głównym celem organizacji EUR jest stworzenie wspólnego zestawu wymagań europejskich przedsiębiorstw energetycznych dla elektrowni jądrowych z reaktorami lekkowodnymi III. generacji. Dokument EUR jest bardzo obszerny i szczegółowy, o rozbudowanej strukturze. Składa się on z 4-ch następujących woluminów (Rys. 4.20): 1. Główne założenia i cele (Volume 1. Main Policies and Objectives) 2. Uogólnione wymagania dla części jądrowej (Volume 2. Generic Nuclear Island Requirements) 3. Zastosowanie EUR do konkretnych projektów (Volume 3. Application of EUR to Specific Designs) 4. Wymagania dla części konwencjonalnej elektrowni (Volume 4. Power Generation Plant Requirements). Woluminy 1, 2 i 4 zawierają wymagania dla standardowych projektów EJ z reaktorami lekkowodnymi: ok szczegółowych wymagań w tym ok. 900 dotyczących bezpieczeństwa, o łącznej objętości ponad 1800 stron. Wolumin 3 zawiera opisy techniczne standardowych projektów EJ spełniających wymagania dokumentu EUR : Najważniejsze wymagania bezpieczeństwa zawarte są w woluminie 2, w którym określono szczegółowe wymagania dla części jądrowej elektrowni ( Nuclear Island ). Rys Dokument EUR. Wymagania i kryteria bezpieczeństwa określone w dokumencie EUR są bardziej rygorystyczne (niekiedy nawet znacznie) od ustalonych przez zachodnioeuropejskie dozory jądrowe. W szczególności, w dokumencie EUR określono surowe tzw. kryteria ograniczonego oddziaływania radiologicznego EJ na środowisko : nie tylko dla warunków projektowych ( design basis condions ): normalna eksploatacja, incydenty i awarie projektowe; ale też dla rozszerzonych warunków projektowych ( design extension conditions ), obejmujących ciężkie awarie związane ze stopieniem rdzenia! 162

163 4.6 Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych z reaktorami III. generacji Jądrowe bloki energetyczne z reaktorami III. generacji oprócz tego, że charakteryzują się one istotnie lepszymi osiągami eksploatacyjnymi i charakterystykami ekonomicznymi, lepszym wykorzystaniem paliwa i mniejszą ilością wytwarzanych odpadów promieniotwórczych przede wszystkim będą znacznie bezpieczniejsze od poprzedniej generacji. Wynika to z zasadniczej zmiany założeń do projektowania, oraz znacznego zaostrzenia kryteriów bezpieczeństwa stawianych projektom elektrowni jądrowej III. generacji. Elektrownie jądrowe II. generacji projektowano na warunki tzw. maksymalnej awarii projektowej (MAP), zakładając, że większa awaria (prowadząca do znacznego uszkodzenia rdzenia reaktora wskutek niesprawności wszystkich układów bezpieczeństwa) jest na tyle mało prawdopodobna iż ryzyko z nią związane jest akceptowalne, więc układy bezpieczeństwa a zwłaszcza obudowę bezpieczeństwa reaktora projektowano na warunki MAP, nie zakładając znaczącej degradacji rdzenia. Natomiast, przy projektowaniu elektrowni jądrowych III. generacji stosuje się tzw. rozszerzone warunki projektowe, zgodnie z którymi wymaga się uwzględnienia i ograniczenia skutków radiologicznych także ciężkich awarii, włączając te prowadzące do całkowitego stopienia rdzenia reaktora! Takie właśnie wymagania zostały określone w dokumencie EUR opracowanym przez europejski przemysł energetyczny Podstawowe wymagania i kryteria bezpieczeństwa określone w dokumencie EUR Zgonie z wymaganiami dokumentu EUR zastosowane w elektrowni jądrowej środki techniczne muszą, nawet w przypadku całkowitego stopienia reaktora, zapewnić bezpieczeństwo ludności i środowiska wokół elektrowni, minimalizując wpływ radiologiczny związany z awaryjnymi uwolnieniami substancji promieniotwórczych. A co więcej prawdopodobieństwo wystąpienia ciężkiej awarii związanej ze znaczną degradacją rdzenia reaktora, dzięki zastosowanym rozwiązaniom projektowym i wysokiej niezawodności urządzeń, jest 100-krotnie mniejsza niż w przypadku reaktorów II. generacji Warunki projektowe W dokumencie EUR zdefiniowano warunki projektowe (Design Basis Conditions DBC), tj. warunki, na które projektuje się EJ, sklasyfikowane na następujące 4 kategorie, ze względu na częstość ich występowania i skutki. Przy tym musi być spełniona reguła, że im poważniejsze są skutki określonego zdarzenia tym mniejsze powinno być prawdopodobieństwo (oczekiwana częstość) jego wystąpienia. 1. Warunki Normalnej Pracy (DBC1) są to warunki często występujące w czasie pracy EJ: na mocy, przeładunki paliwa, czynności utrzymania i remontów, oraz zmiany stanów ruchowych. 2. Warunki Incydentu (DBC2) są to zakłócenia, których wystąpienia czasie życia EJ częstość oczekuje się raz lub więcej razy, definiuje się je jak niżej. Incydent jest to proces eksploatacyjny odbiegający od normalnej eksploatacji, którego wystąpienia przewiduje się co najmniej jeden raz podczas okresu użytkowania obiektu, 163

164 ale który dzięki zastosowaniu odpowiednich rozwiązań projektowych nie powoduje żadnego znaczącego uszkodzenia konstrukcji, układów i urządzeń ważnych dla bezpieczeństwa ani nie prowadzi do warunków awaryjnych. Warunki incydentu: w najgorszym razie powodują automatyczne wyłączenie reaktora, blok energetyczny można ponownie uruchomić (po szczegółowym przeanalizowaniu zdarzenia, wyjaśnieniu przyczyn jego zaistnienia i zastosowaniu odpowiednich środków zaradczych); nie rozwijają się w poważniejsze uszkodzenia prowadzące do awarii projektowych (DB3 lub DB4). 3. Warunki Awaryjne (DBC3) są to rzadkie awarie (projektowe), mogące wystąpić z częstością mniejszą niż raz 100 lat pracy reaktora lecz większą niż raz na lat pracy reaktora, które: mogą skutkować uszkodzeniem jedynie małej frakcji elementów paliwowych, jednakże przed ponownym uruchomieniem bloku konieczne jest przeprowadzenie szczegółowej inspekcji jego stanu technicznego; samorzutnie nie rozwijają się do cięższej awarii (DBC4); nie skutkują utratą funkcji układu chłodzenia reaktora lub obudowy bezpieczeństwa. 4. Warunki Awaryjne (DBC4) są to bardzo rzadkie awarie (projektowe), o częstości wystąpienia szacowanej na rzadziej niż raz na lat pracy reaktora a częściej niż raz na lat pracy reaktora, których wystąpienia podczas okresu eksploatacji obiektu nie oczekuje się, lecz są one zakładane w projekcie gdyż mogłyby skutkować uwolnieniem znaczących ilości substancji promieniotwórczych. Wymaga się zachowania geometrii rdzenia umożliwiającej jego efektywne chłodzenie. Ponowne uruchomienie bloku po awarii DBC4 może nie być możliwe. Są to graniczne awarie, na skutki których musi zostać zaprojektowana EJ. Graniczne awarie projektowe (DBC4) obejmują następujące zdarzenia: i. Rozerwanie głównego rurociągu pary świeżej; ii. Rozerwanie głównego rurociągu wody zasilającej; iii. Zaklinowanie wirnika pompy chłodziwa reaktora; iv. Wyrzucenie z rdzenia pojedynczego zestawu prętów regulacyjnych; v. Utrata chłodziwa reaktora włączając nagłe rozerwanie rurociągu układu chłodzenia reaktora o największej średnicy z obustronnym wypływem chłodziwa, w połączeniu z utratą zewnętrznego zasilania prądem przemiennym jest to maksymalna awaria projektowa (MAP); vi. Awaria przy manipulacji z paliwem; vii. Rozerwanie jednej rurki wytwornicy pary, po uprzednim wzroście koncentracji jodu w chłodziwie reaktora Rozszerzone warunki projektowe Rozszerzone warunki projektowe (Design Extension Conditions DEC) zdefiniowano jako określony zbiór sekwencji awarii poza-projektowych, wybranych na podstawie analiz deterministycznych i probabilistycznych, obejmujący: 1) Sekwencje złożone, 2) Wybrane ciężkie awarie. Sekwencje złożone są to pewne mało-prawdopodobne sekwencje (np. jednoczesne uszkodzenie zwielokrotnionych układów lub urządzeń bezpieczeństwa) uszkodzeń urządzeń lub błędów operatora, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska, lecz nie do stopienia rdzenia. Do sekwencji złożonych zalicza się w szczególności: przewidywane stany przejściowe bez awaryjnego wyłączenia 164

165 reaktora 126, całkowity zanik zasilania elektrycznego prądem przemiennym, oraz stany awaryjne związane z ominięciem obudowy bezpieczeństwa. Ciężkie awarie są to pewne mało-prawdopodobne stany awaryjne poważniejsze niż awarie projektowe (DBC3 lub DBC4), związane ze znaczącą degradacją rdzenia, mogące potencjalnie prowadzić do znaczących uwolnień substancji promieniotwórczych. Ciężka awaria prowadząca do stopienia rdzenia reaktora mogłaby wystąpić np. po natychmiastowym rozerwaniu rurociągu obiegu chłodzenia o maksymalnej średnicy i przy całkowitej niesprawności wszystkich zwielokrotnionych (poczwórnych) układów bezpieczeństwa, z których zaledwie jeden wystarczy do awaryjnego wychłodzenia reaktora i doprowadzenia go do trwale bezpiecznego stanu. Zarówno takie rozerwanie rurociągu 127 jak i jednoczesna niesprawność wszystkich układów bezpieczeństwa są bardzo mało prawdopodobne, zaś kombinacja tych zdarzeń jest skrajnie mało-prawdopodobna (o prawdopodobieństwie mniejszym niż raz na milion lat). Takie awarie często nazywa się więc hipotetycznymi. Jeśliby pomimo wszystko jednak doszło do ciężkiej awarii 128, włączając stopienie rdzenia reaktora, to substancje promieniotwórcze, uwolnione wówczas z (przegrzanego) paliwa jądrowego i obiegu chłodzenia reaktora, muszą zostać wówczas zatrzymane wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. Obudowa bezpieczeństwa reaktora musi więc być odpowiednio duża i mocna aby wytrzymać warunki ciężkiej awarii i zapewnić wystarczającą szczelność, przy czym muszą być zastosowane specjalne rozwiązania techniczne zapobiegające jej uszkodzeniu w szczególności także na skutek oddziaływania stopionego rdzenia Cele projektowe Dla awarii projektowych oraz rozszerzonych warunków projektowych określono następujące tzw. Cele Projektowe (Design Targets): I. W razie wystąpienia awarii projektowych (DBC3 i DBC4): 1) Brak konieczności działań interwencyjnych > 800 m od reaktora, 2) Ograniczone skutki ekonomiczne; II. W razie wystąpienia rozszerzonych warunków projektowych (DEC): 1) Brak konieczności wczesnych działań interwencyjnych (ewakuacja w ciągu pierwszych 7 dni) > 800 m od reaktora, 2) Brak konieczności średnioterminowych działań interwencyjnych (ewakuacja na okres do 1 miesiąca) > 3 km od reaktora, 3) Brak konieczności długoterminowych działań interwencyjnych (przesiedlenie) > 800 m od reaktora, 4) Ograniczone skutki ekonomiczne. Następnie, dla poszczególnych Celów Projektowych, określono ograniczenia awaryjnych uwolnień radionuklidów do środowiska zwane Kryteriami Ograniczenia Oddziaływania (Criteria for Limited Impact CLI). Kryteria Ograniczenia Oddziaływania (CLI) dla celów projektowych I.1) oraz II.1) 3) sformułowano w sposób opisany poniżej. 126 Przewidywane stany przejściowe bez awaryjnego wyłączenia reaktora to bardzo mało prawdopodobne postulowane zdarzenia, gdy po wystąpieniu przewidywanego incydentu nie następuje automatyczne wyłączenie reaktora oraz nie jest możliwe jego awaryjne ręczne wyłączenie przez wprowadzenie do rdzenia prętów bezpieczeństwa. 127 Tego rodzaju awaria nigdy się jeszcze nie wydarzyła. 128 Z jakichś hipotetycznych przyczyn, które nie zostały przewidziane (gdybyśmy je wcześniej przewiedzieli to byśmy się przed nimi zabezpieczyli). 165

166 1. Uwolnienia do atmosfery dzielono się na n referencyjnych izotopów (wielkości uwolnień określa projektant): dla DEC: n = 9 (Xe133, I131, Cs137, Te131m, Sr90, Ru103, La140, Ce141, Ba140), dla DBC3 i DBC4: n = 3 (Xe133, I131, Cs137). 2. Uwolnienia przeliczone wg. poniższej formuły porównuje się z kryterium CLI (konkretna wartość liczbowa podana w EUR ) dla określonego Celu Projektowego : n i 1 gdzie: R ig C ig n i 1 R ie C ie CLI ; R ig i R ie uwolnienia z obudowy bezpieczeństwa (na poziomie terenu i wys. 100 m) i-tego referencyjnego izotopu [TBq], C ig i C ie współczynniki (wartości podane w tabelach) określające wpływ radiologiczny jednostkowych uwolnień na środowisko. Zgodnie z wymaganiami dokumentu EUR, układy bezpieczeństwa reaktorów III. generacji muszą być zaprojektowane tak, by nawet w razie wystąpienia ciężkich awarii włączając awarie związane z całkowitym stopieniem rdzenia reaktora, uwolnienia do środowiska substancji promieniotwórczych było ograniczone na tyle, aby nie było konieczne podejmowanie jakichkolwiek: 1) wczesnych ani długoterminowych działań interwencyjnych w odległości większej jak 800 m od reaktora, oraz 2) średnioterminowych działań interwencyjnych w odległości większej jak 3 km od reaktora. Tak więc nawet w razie ciężkiej awarii związanej ze stopieniem rdzenia reaktora której wystąpienie jest skrajnie mało-prawdopodobne (rzędu raz na 10 milionów lat pracy reaktora) poważniejsze skutki radiologiczne powinny być ograniczone do strefy o promieniu 800 m od reaktora. Powyższe kryteria można zastosować do określenia zasięgu tzw. strefy ograniczonego użytkowania terenu w tym przypadku wystarczy aby strefa ta była obszarem o promieniu do 800 m od reaktora. Dla porównania dla elektrowni jądrowej budowanej nad Jeziorem Żarnowieckim w latach 80-tych XX wieku ustanowiono tzw. strefę wyłączenia o promieniu 1800 m, tj. o powierzchni 9-krotnie większej! Ponieważ w strefie ograniczonego użytkowania terenu nie mogą znajdować się budynki mieszkalne, więc nawet w razie najcięższych awarii nie byłoby konieczności wczesnej ewakuacji ani stałego przesiedlania ludności Wymóg stosowania podwójnej obudowy bezpieczeństwa Wymaga się stosowania podwójnej obudowy bezpieczeństwa reaktora, składającej się z: 1) powłoki wewnętrznej (obudowa pierwotna) obliczonej na parametry awaryjne i chroniącej otoczenie EJ przed skutkami wszelkich awarii reaktora spowodowanych czynnikami wewnętrznymi, oraz 2) powłoki zewnętrznej (obudowa wtórna) chroniącej reaktor przed wszelkimi zdarzeniami zewnętrznymi, uwzględniając zamachy terrorystyczne (w tym z użyciem dużego samolotu pasażerskiego), stanowiącej także dodatkowe zabezpieczenie przed niekontrolowanymi uwolnieniami do środowiska substancji promieniotwórczych. 166

167 Podwójne obudowy bezpieczeństwa nie były wymagane dla reaktorów II. generacji 129, przeważnie stosowano obudowy jedno-powłokowe ze sprężonego betonu z wewnętrzną wykładziną stalową, zapewniającą szczelność Probabilistyczne cele bezpieczeństwa Dla potrzeb projektowania EJ określono następujące probabilistyczne cele bezpieczeństwa jądrowego: 1) Częstość uszkodzeń rdzenia: < 10-5 / Reaktor-Rok (R-R), 2) Częstość dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska - przekraczających Kryterium Ograniczenia Oddziaływania (CLI) : < 10-6 / R-R 3) Częstość sekwencji potencjalnie prowadzących do uszkodzenia obudowy bezpieczeństwa lub bardzo dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska: << 10-6 / R-R. Reaktory generacji III spełniają te probabilistyczne kryteria bezpieczeństwa z dużym zapasem. Jak widać z poniższego diagramu (Rys. 4.21), prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia reaktora wymagane w dokumentach EUR i w amerykańskim dokumencie URD 130 jest 10-krotnie niższe od poziomu aktualnie wymaganego przez amerykański Dozór Jądrowy, zaś projekty reaktorów III. generacji (tu przykładowo reaktory wodno-ciśnieniowe: EPR i AP 1000) charakteryzują się prawdopodobieństwem ponad 100-krotnie niższym jest ono mniejsze niż raz na milion lat eksploatacji reaktora. Przy tym, prawdopodobieństwo dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska jest jeszcze ok. 10-krotnie mniejsze niż to prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia (tj. rzadziej niż raz na 10 milionów lat pracy reaktora). Rys Częstość uszkodzeń rdzenia na reaktor-rok [AREVA, Westinghouse]. 129 Jakkolwiek stosowano je w niektórych nowszych rozwiązaniach w szczególności we francuskich ( N4 ) i niemieckich ( Konvoi ) reaktorach wodno-ciśnieniowych. 130 Utility Requirements Dokument, opracowany przez amerykański Instytut EPRI. 167

168 4.6.2 Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR Reaktor EPR (European Pressurized Reactor) reprezentuje tzw. linię ewolucyjną rozwoju reaktorów energetycznych, jako że jego rozwiązania projektowe wywodzą się z 40- letnich doświadczeń z konstrukcji i eksploatacji francuskich i niemieckich reaktorów wodnociśnieniowych, a zwłaszcza ich najnowszych modeli: N4 (firmy Framatome obecnie AREVA) i Konvoi (firmy Siemens). Moc elektryczna netto bloku energetycznego z reaktorem EPR wynosi ok MWe. Zastosowano w nim szereg rozwiązań zapewniających bezpieczeństwo nie tylko przy normalnej eksploatacji i podczas awarii projektowych, ale i w razie akcji terrorystycznych, a także zabezpieczających przed uszkodzeniem obudowy bezpieczeństwa w przypadku ciężkich awarii ze stopieniem rdzenia. Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR schematycznie przedstawiono na Rys. 4.22, są to: 2-powłokowa obudowa bezpieczeństwa z układami wentylacji przestrzeni pomiędzy nimi, Strefa rozpływu stopionego rdzenia ( łapacz rdzenia ), zabezpieczająca obudowę bezpieczeństwa przed uszkodzeniem w razie przetopienia zbiornika reaktora przez stopiony rdzeń; Układy bezpieczeństwa o poczwórnej redundancji; Układ chłodzenia (zraszania) obudowy bezpieczeństwa, o podwójnej redundancji; Duży zbiornik wodny w obudowie bezpieczeństwa (zapas wody do przeładunku paliwa i dla układów bezpieczeństwa). Dwu-powłokowa obudowa bezpieczeństwa z układami wentylacji i filtrami Strefa rozpływu stopionego rdzenia Układ odprowadzenia ciepła z obudowy bezpieczeństwa (zraszania) 2x Basen wodny w obudowie bezpieczeństwa Układy bezpieczeństwa o redundancji 4x Rys Główne cechy bezpieczeństwa reaktora EPR [AREVA]. 168

169 Rozwiązania projektowe zastosowane w EPR zapewniają: 1) Utrzymanie integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora, nawet w razie stopienia rdzenia i przetopienia zbiornika reaktora, przez: Utrzymanie i stabilizację stopionego rdzenia wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, Zapewnienie chłodzenia stopionego rdzenia; 2) Praktyczne wykluczenie dużych uwolnień substancji promieniotwórczych Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia (UACR) reaktora EPR, zwany układem wtrysku bezpieczeństwa i odprowadzania ciepła powyłączeniowego ( Safety Injection System / Residual Heat Removal System SIS/RHRS ), przeznaczony jest zarówno do chłodzenia reaktora w razie awarii (w szczególności związanej z ucieczką chłodziwa) jak również do odprowadzania ciepła powyłączeniowego w stanach normalnego wyłączenia reaktora. 4 podukłady CUACR ( wtrysku bezpieczeństwa SIS) Średnio-ciśnieniowy wtrysku bezpieczeństwa (MHSI) Kombinowany układ: nisko-ciśnieniowy wtrysku bezpieczeństwa / chłodzenia powyłączeniowego (LHSI/RHR) Zbiornik zapasu wody do przeładunku umieszczony wewnątrz obudowy bezpieczeństwa (IRWST) Dodatkowy układ wtrysku boru (2x) 4 podukłady BUACR (ACCU) Układ zraszania obudowy bezpieczeństwa - w razie ciężkiej awarii 2 podukłady (SAHRS CHRS) ACCU Podukład 1 Podukład 2 Podukład 3 Podukład 4 Rys Schemat układów awaryjnego chłodzenia rdzenia i obudowy bezpieczeństwa EPR [AREVA]. Uproszczony schemat tego układu (SIS/RHRS) pokazany jest na Rys. 4.23, składa się on z następujących głównych elementów: Średnio-ciśnieniowy układ wtrysku bezpieczeństwa (MHSI) jest to odpowiednik czynnego wysokociśnieniowego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (CWUACR); Hydro-akumulatory tj. bierny układ awaryjnego chłodzenia rdzenia (BUACR), znajduje się on w całości wewnątrz obudowy bezpieczeństwa; Nisko-ciśnieniowy układ wtrysku bezpieczeństwa i chłodzenia powyłączeniowego (LHSI/RHR) jest to odpowiednik czynnego niskociśnieniowego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia (CNUACR); Zbiornik zapasu wody do przeładunku umieszczony wewnątrz obudowy bezpieczeństwa (IRWST) jest to zapas wody służący zarówno do zalania studni reaktora podczas przeładunku paliwa jak i dla UACR. 169

170 UACR składa się z 4-ch oddzielnych i niezależnych podukładów (redundancja 4x), a przy tym: Wydajność pojedynczego układu jest wystarczająca do zalania rdzenia i wychłodzenia reaktora po awarii LOCA; Każdy z nich podłączony do jednej dedykowanej pętli obiegu chłodzenia reaktora; Są one rozmieszczone w 4 oddzielnych przedziałach budynków bezpieczeństwa; Możliwe wyłączenie jednego podukładu do przeprowadzenia profilaktyki remontowej lub remontów Awaryjny układ wody zasilającej wytwornice pary Awaryjny układ wody zasilającej (Rys. 4.24) przeznaczony jest do doprowadzenia wody do wytwornic pary w razie awarii podstawowego układ wody zasilającej lub utraty zewnętrznego zasilania elektrycznego bloku energetycznego prądem przemiennym. Spełnia on ważną rolę w zapewnieniu niezawodnego odprowadzania ciepła powyłączeniowego z reaktora poprzez wytwornice pary. Układ ten składa się z 4-ch podukładów (przy czym możliwe jest ich przełączanie tak, że woda może być pobierana z dowolnych zbiorników, zaś poszczególne pompy mogą ją podawać do dowolnych wytwornic pary). Dla zwiększenia niezawodności układu dodatkowo zdywersyfikowano zasilanie elektryczne awaryjnych pomp wody zasilającej (EFWP) w ten sposób, że 2 z 4 pomp zasilane są bezpośrednio z 2-ch dedykowanych małych generatorów dieslowskich. Rys Schemat awaryjnego układu wody zasilającej EPR [AREVA]. 170

171 Obudowa bezpieczeństwa reaktora Reaktor EPR posiada potężną, podwójną obudowę bezpieczeństwa, złożoną z następujących powłok (Rys. 4.25): powłoka wewnętrzna (obudowa pierwotna) ze sprężonego betonu, o grubości 1,6 m i wewnętrznych wymiarach: średnica x wysokość = 46,8 x 65 m, wyłożona od wewnątrz wykładziną stalową o gr. 6 mm zapewniającą szczelność (przecieki 0,25% obj./dobę) i ochronę przed odłamkami, kubatura powietrzna wewnątrz obudowy wynosi ok m 3 ; powłoka wewnętrzna została obliczona na parametry awaryjne (p a = 0,53 MPa, t = 170ºC) włączając ciężkie awarie; powłoka zewnętrzna (obudowa wtórna) ze zbrojonego betonu, o grubości 1,8 m / 1,3 m (powyżej / poniżej stropu budynków bezpieczeństwa) i średnicy wewnętrznej 53 m, odporna na różne obciążenia i oddziaływania zewnętrzne, w tym: wybuchy i uderzenia samolotów włączając duże samoloty pasażerskie. Chwytacz rdzenia Rys Obudowa bezpieczeństwa reaktora EPR [AREVA]. Pomiędzy obiema powłokami obudowy bezpieczeństwa jest odstęp 1,8 m. W przestrzeni tej podczas pracy reaktora utrzymywane jest - za pomocą układów wentylacji wyposażonych w filtry - podciśnienie ( 620 Pa) tak, że jakiekolwiek przecieki substancji promieniotwórczych z obudowy wewnętrznej nie mogą bezpośrednio przedostać się do środowiska. Przed usunięciem powietrza przez komin wentylacyjny wszelkie zawarte w nim radioaktywne aerozole i cząsteczki są zatrzymywane na filtrach. Obudowa bezpieczeństwa wyposażona jest w szczelne przepusty, przejścia i śluzy, zaś wszystkie rurociągi przechodzące przez obudowę posiadają podwójne, szybkodziałające i niezależne zawory odcinające, które zapewniają jej automatyczną izolację od otoczenia w razie awarii. 171

172 Na dole obudowy znajduje się duży zbiornik zapasu wody IRWST (~1 900 m 3 ) oraz tzw. chwytacz rdzenia służący do ochrony obudowy przed uszkodzeniem w razie ciężkiej awarii (przez materiał stopionego rdzenia, po przetopieniu dna zbiornika reaktora). Działanie tego chwytacza rdzenia omówiono poniżej w podrozdziale Ochrona obiektów reaktora EPR przed zdarzeniami wewnętrznymi i zewnętrznymi Układy ważne dla bezpieczeństwa reaktora rozmieszczone w czterech osobnych budynkach (Rys. 4.26), przy czym tylko jeden z tych zwielokrotnionych podukładów jest wystarczający do zapewnienia bezpieczeństwa, a pozostałe służą jako rezerwowe. Taka zasada projektowania (separacja przestrzenna i przez bariery fizyczne) pozwala nie tylko na przeprowadzanie kontroli i wykonywanie napraw jednego z podukładów w czasie pracy reaktora, ale zabezpiecza także przed różnymi zagrożeniami wewnętrznymi lub zewnętrznymi. W tym np. atakiem terrorystycznym gdyż w razie uderzenia samolotu w jeden z czterech budynków pozostałe trzy nie ulegną zniszczeniu i znajdujące się w nich układy bezpieczeństwa z dużym zapasem wystarczą do bezpiecznego wyłączenia i wychłodzenia reaktora. Rys Separacja przestrzenna i fizyczna układów bezpieczeństwa EPR [AREVA]. Obudowa bezpieczeństwa reaktora oraz najważniejsze dla bezpieczeństwa obiekty chronione są przed zagrożeniami zewnętrznymi przez wzmocnienie konstrukcji i/lub przez separację przestrzenną dzięki czemu nie jest możliwe jednoczesne uszkodzenie ich wszystkich np. przez uderzenie samolotu (Rys. 4.27). Obiekty wzmocnione, odporne są na uderzenie samolotu i wybuch zewnętrzny (co zapewnia mocna powłoka żelbetowa o grubości 1,8 m), to: 1. Obudowa bezpieczeństwa reaktora 2. Dwa budynki układów bezpieczeństwa (2 z 4-ch) zlokalizowane od strony budynku maszynowni 172

173 3. Budynek paliwowy (mieszczący magazyny świeżego i wypalonego paliwa jądrowego). Z kolei obiekty chronione przez separację przestrzenną to: 4. Budynki układów bezpieczeństwa (pozostałe 2 z 4-ch) 5. Awaryjne siłownie dieslowskie Rys Obiekty reaktora EPR chronione przed zdarzeniami zewnętrznymi [AREVA] Ochrona integralności obudowy bezpieczeństwa reaktora EPR Rozwiązania projektowe reaktora EPR zapewniają zatrzymanie produktów rozszczepienia wewnątrz obudowy nawet przy hipotetycznej ciężkiej awarii ze stopieniem rdzenia, w szczególności przez zastosowanie środków ochrony integralności konstrukcyjnej i skuteczności działania obudowy bezpieczeństwa takich jak: Ochrona płyty fundamentowej przed uszkodzeniem przez stopiony rdzeń, który mógłby wydostać się ze zbiornika reaktora po jego przetopieniu; Eliminacja ryzyka związanego z potencjalnym niekontrolowanym spalaniem lub detonacją wodoru w obudowie bezpieczeństwa; Zapewnienie niezawodnego długookresowego chłodzenia obudowy bezpieczeństwa po awarii. Ochrona płyty fundamentowej przed uszkodzeniem przez stopiony rdzeń Płyta fundamentowa, na której posadowiona jest obudowa bezpieczeństwa reaktora ma grubość prawie 4 m. Aby zabezpieczyć ją przed uszkodzeniem przez stopiony rdzeń reaktora skutkiem czego byłaby oczywiście utrata integralności konstrukcyjnej obudowy zaprojektowano układ tzw. chwytacza rdzenia (jest to specyficzne rozwiązaniem wprowadzone tylko w reaktorze EPR). Założono, że stopiony rdzeń, który zbierze się na dnie zbiornika ciśnieniowego reaktora, po pewnym czasie go przetopi i spłynie w dół do dolnej części studni reaktora. Wówczas mógłby on bezpośrednio atakować beton dna studni reaktora i następnie płyty fundamentowej, mogąc w efekcie doprowadzić do jej uszkodzenia. 173

174 Zabiegnie temu specjalnie zaprojektowana konstrukcja rozległego zbiornika zwanego chwytaczem rdzenia (Rys i 4.29) dokąd stopiony rdzeń spłynie specjalnym tunelem przelewowym i w którym zostanie on następnie wychłodzony i zestalony. Rys Chwytacz rdzenia z pasywnym układem chłodzenia [AREVA]. Powierzchnie dolnej części studni reaktora, tunelu przelewowego i zbiornika chwytacza wyłożone są odpowiednimi materiałami ochronnymi i ogniotrwałymi. Chwytacz rdzenia posiada układ chłodzenia pozwalający na długotrwałe odprowadzanie ciepła powyłączeniowego generującego się w stopionym rdzeniu. Zbiornik reaktora Rys Schemat konstrukcji i działania chwytacza rdzenia [AREVA]. 174

175 Utrzymanie i stabilizacja stopionego rdzenia w chwytaczu przebiega w następujący sposób: 1) Stopiony rdzeń po przetopieniu dna zbiornika zbiera się na dnie studni reaktora (powierzchnia dolnej części studni reaktora zabezpieczona jest warstwą betonu protektorowego i podkładowej wykładziny ogniotrwałej). 2) Po przetopieniu stalowej przepony w dnie studni reaktora, stopiony rdzeń przepływa kanałem (z materiału ogniotrwałego) do przestrzeni chwytacza : rozprzestrzenia się na powierzchni 170 m 2, tworząc stosunkowo cienką warstwę - co ułatwia jego chłodzenie, dno chwytacza wyłożone grubymi płytami stalowymi, pokrytymi betonem protektorowym zabezpiecza to płytę fundamentową obudowy bezpieczeństwa przed uszkodzeniem, pod płytami znajdują się kanały, przez które przepływa woda chłodząca, stopiony materiał rdzenia ulega wstępnemu wychłodzeniu i zestaleniu. Przepływ stopionego rdzenia ze studni reaktora do chwytacza inicjuje urządzenie bierne stalowa przepona przetopiona pod działaniem ciepła rdzenia. 3) Następnie wstępnie schłodzony i zestalony materiał rdzenia zalewany jest wodą (co jest również inicjowane przez urządzenie bierne z łatwo-topliwą przeponą). 4) Dalej następuje pasywne chłodzenie materiału rdzenia wodą dopływającą pod działaniem grawitacji ze zbiornika IRWST wewnątrz obudowy bezpieczeństwa i jej odparowanie. To wydajne chłodzenie zapewnia ustabilizowanie stopionego materiał rdzenia w ciągu kilku godzin oraz jego całkowicie zestalenie w ciągu kilku dób. 5) Długotrwałe chłodzenie zestalonego rdzenia przez czynny układ chłodzenia (zraszania) obudowy bezpieczeństwa, uruchamiany przez operatora. Dzięki tym rozwiązaniom, nawet awaria ze stopieniem rdzenia nie spowoduje wypływu stopionego materiału poza obudowę bezpieczeństwa. Eliminacja ryzyka związanego z wodorem Wodór może wydzielić się na skutek reakcji: cyrkonu koszulek paliwowych z wodą; stopionego rdzenia z betonem w strefie chwytacza rdzenia - w razie ciężkiej awarii ze stopieniem rdzenia i przetopieniem zbiornika reaktora. Wewnętrzna powłoka obudowy bezpieczeństwa (ze sprężonego betonu) obliczona jest na wytrzymanie ciśnienia i temperatury jakie mogłyby wytworzyć się przy spalaniu wodoru. Konieczne jest jednak zapobieżenie jego detonacji czyli utrzymanie składu mieszaniny parowo-gazowej w obudowie bezpieczeństwa poza granicami strefy możliwej detonacji wodoru. Tym niemniej w projekcie reaktora EPR zastosowano rozwiązania zapobiegające nie tylko detonacji ale też zapłonowi (niekontrolowanemu spalaniu) wodoru w obudowie bezpieczeństwa. Uzyskuje się to przez: Efektywne mieszanie w konwekcji naturalnej atmosfery obudowy zapobiegające powstaniu lokalnych niebezpiecznych stężeń wodoru; Usuwanie wodoru z atmosfery obudowy za pomocą 47 pasywnych autokatalitycznych rekombinatorów (Rys. 4.30) rozmieszczonych w różnych jej miejscach. Globalne stężenia wodoru musi być utrzymane <10%, a po upływie ok. 12 godzin od zapoczątkowania ciężkiej awarii zostałoby one obniżone poniżej 4%. Rys Pasywny autokatalityczny rekombinator wodoru [AREVA]. 175

176 Chłodzenie obudowy bezpieczeństwa EPR i długotrwałe odprowadzanie ciepła powyłączeniowego W razie ciężkiej awarii ciepło z obudowy bezpieczeństwa w długim okresie czasu odprowadzane jest do ostatecznego odbiornika ciepła za pomocą układu chłodzenia obudowy z wymiennikami ciepła poprzez jej zraszanie co zabezpiecza przed wzrostem ciśnienia wewnątrz obudowy (Rys. 4.31). Jednocześnie z atmosfery obudowy wymywane są radioaktywne izotopy jodu (dla zwiększenia efektywności tego procesu do wody zraszającej obudowę dodaje się wodorotlenek sodu). Układ chłodzenia obudowy umożliwia też skierowanie przepływu wody do chwytacza rdzenia (zamiast do dysz zraszających obudowę) i bezpośrednie chłodzenie materiału stopionego rdzenia (jest to drugi tryb pracy tego układu). Układ ten uruchamiany jest przez operatora w czasie do 12 godzin od początku awarii, w razie braku zewnętrznego zasilania elektrycznego jest on zasilany awaryjnego generatora dieslowskiego. Rys Układ chłodzenia obudowy bezpieczeństwa (CHRS) 2 podukłady [AREVA]. Dzięki rozwiązaniom technicznym opisanych w podrozdziale , nawet w razie wystąpienia ciężkiej awarii z całkowitym stopieniem rdzenia reaktora EPR, jego obudowa bezpieczeństwa pozostałaby nienaruszona zapewniając utrzymanie substancji promieniotwórczych wewnątrz, a tym samym także bezpieczeństwo ludności i środowiska w otoczeniu elektrowni jądrowej. 176

177 4.6.3 Główne cechy bezpieczeństwa reaktora AP 1000 Odmienna koncepcja zapewnienia bezpieczeństwa, w tym w razie zaistnienia awarii ze stopieniem rdzenia, została zastosowana w reaktorze AP 1000 (Advanced Passive), projektu amerykańskiej firmy Westinghouse, który reprezentuje tzw. linię innowacyjną rozwoju reaktorów energetycznych. Reaktor AP 1000 (moc elektryczna netto bloku energetycznego ok MWe) to udoskonalony reaktor z wbudowanymi cechami bezpieczeństwa, niewymagającymi działania operatora ani doprowadzania energii z zewnątrz w przypadku awarii (Rys. 4.32). Charakteryzuje się on szerokim zastosowaniem w układach bezpieczeństwa rozwiązań biernych, wykorzystujących zjawiska i siły naturalne (konwekcja naturalna, siła ciężkości, siła sprężyn, ciśnienie sprężonych gazów). Jego układy bezpieczeństwa działają na zasadzie pasywnej, zapewniając odbiór ciepła od rdzenia i chłodzenie obudowy bezpieczeństwa przez długi czas, bez zasilania prądem przemiennym i nie wymagają działania operatora przez 3 doby. Nie ma w nich elementów czynnych (jak pompy, wentylatory lub awaryjne generatory dieslowskie), a działanie tych układów nie wymaga pracy wspomagających układów pomocniczych (takich jak zasilanie prądem przemiennym, chłodzenie elementów układów bezpieczeństwa, odpowiedzialna woda techniczna, wentylacja i klimatyzacja). Rys Jądrowy układ wytwarzania pary AP 1000 [Westinghouse]. Dzięki temu nie jest potrzebne stosowanie zwielokrotnionych układów bezpieczeństwa, z niezawodnym zasilaniem elektrycznym (tym samym wyeliminowano zaliczone do układów bezpieczeństwa awaryjne generatory dieslowskie, wraz z ich układami pomocniczymi) i systemami sterowania. Przy znacząco mniejszej liczbie urządzeń, w porównaniu z typowymi rozwiązaniami ewolucyjnych bloków, łatwiej jest też uzyskać większa niezawodność całości. 177

178 Ogólne podejście do zapewnienia bezpieczeństwa reaktora AP ) Układy bezpieczeństwa są całkowicie bierne: Wykorzystują jedynie bierne procesy, bez żadnych pomp, diesli, itp.; Są to układy dedykowane dla zapewnienia bezpieczeństwa, nie są one wykorzystywane dla prowadzenia normalnego ruchu; Dzięki samoczynnie przebiegającym procesom znacznie zmniejszona jest zależność ich działania od czynności operatorów; Ograniczają skutki awarii projektowych; Spełniają dozorowe cele bezpieczeństwa. 2) Czynne są układy nie mające wpływu na bezpieczeństwo: Niezawodne wypełniają swoje funkcje przy normalnym ruchu Minimalizują uruchomienia układów bezpieczeństwa Nie są wymagane dla ograniczenia skutków awarii projektowych lub spełnienia celów bezpieczeństwa. Zalety układów biernych z punktu widzenia bezpieczeństwa są następujące: Brak zależności od zasilania elektrycznego prądem przemiennym; Automatyczna reakcja na warunki awaryjne - zapewnia bezpieczeństwo; Długookresowe bezpieczeństwo EJ zapewnione bez urządzeń czynnych (wykorzystanie wyłącznie sił naturalnych); Znaczne zwiększenie niezawodności obudowy bezpieczeństwa - dzięki pasywnemu chłodzeniu; W razie ciężkich awarii utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora; Duże zapasy bezpieczeństwa. Pasywne układy bezpieczeństwa obejmują: układ pasywnego wtrysku chłodziwa do reaktora, pasywny układ odbioru ciepła powyłączeniowego i pasywny układ chłodzenia obudowy bezpieczeństwa. Liczba i złożoność działań operatora potrzebnych do kontroli systemów bezpieczeństwa są zredukowane do minimum. Ogólna strategia polega raczej na eliminowaniu akcji operatora, a nie na ich automatyzacji. 178

179 Pasywny układ chłodzenia rdzenia reaktora AP 1000 Schemat pasywnego układ chłodzenia rdzenia reaktora AP 1000 pokazano na Rys Działanie tego układu oparte jest na wykorzystaniu grawitacji, energii sprężonych gazów i konwekcji naturalnej. Nie jest tu potrzebne zasilanie elektryczne prądem przemiennym, a procesy przebiegają samoczynnie. (2 070 m 3 ) (15,5 MPa) (4,9 MPa N 2) Rys Schemat pasywnego układu chłodzenia rdzenia reaktora AP1000 [Westinghouse]. W razie spadku ciśnienia w obiegu pierwotnym reaktora samoczynnie następuje pasywny wtrysk bezpieczeństwa wody: Najpierw - wysokociśnieniowy ze zbiorników wody uzupełniającej (Core Make-up Tank CMT), pod wpływem różnicy ciśnień; Następnie - średniociśnieniowy z hydroakumulatorów (ACC), pod wpływem ciśnienia poduszki gazowej (azotu) Na koniec niskociśnieniowy: grawitacyjne zasilanie obiegu pierwotnego z bardzo dużego zbiornika zapasu wody do przeładunku - IRWST (mieszczącego do m 3 wody). Pasywne odprowadzanie ciepła powyłączeniowego w razie niesprawności normalnego układu chłodzenia powyłączeniowego odbywa się natomiast przez konwekcję naturalną poprzez pasywny wymiennik ciepła PRHR HX zanurzony w zbiorniku zapasu wody do przeładunku (IRWST). 179

180 Odprowadzanie do otoczenia ciepła wydzielanego z obiegu pierwotnego następuje przez pasywne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa reaktora. Układ pasywnego układ chłodzenia rdzenia reaktora, wraz z układem pasywnego chłodzenia obudowy bezpieczeństwa, zapewnia bezpieczeństwo reaktora przez okres ok. 72 godz. bez jakiegokolwiek udziału operatora i przy braku zasilania elektrycznego prądem przemiennym Utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora AP 1000 Po obniżeniu ciśnienia, możliwe jest zalanie rdzenia wodą nawet w razie utraty zasilania pomp, bo wystarczające zapasy wody są do dyspozycji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. Co więcej, również i zbiornik reaktora zostaje od zewnątrz zalany wodą, tak że ciepło wydzielane w paliwie odbierane jest przez wodę z całej zewnętrznej powierzchni zbiornika reaktora. Aby mieć pewność, że niezależnie od typu awarii będzie dość wody, by zalać rdzeń i zbiornik reaktora, zbiornik z wodą umieszczony jest bezpośrednio wewnątrz obudowy, powyżej rdzenia, i w razie awarii woda wycieka zeń pod działaniem siły ciężkości. Jest jej dostatecznie dużo, by wypełniła dolną część obudowy, gdzie znajduje się zbiornik. Inaczej niż w przypadku reaktora EPR, gdzie zakłada się schładzanie stopionego rdzenia poza zbiornikiem reaktora w tzw. chwytaczu rdzenia, projektowa koncepcja bezpieczeństwa reaktora AP 1000 przewiduje utrzymanie stopionego rdzenia wewnątrz zbiornika reaktora (Rys. 4.34). Zbiornik reaktora chłodzony byłby wówczas z zewnątrz wodą, którą w razie takiej awarii zostałaby zalana studnia reaktora. Woda ta odbierać będzie ciepło powyłączeniowe generujące się w materiale stopionego rdzenia, podgrzewając się i częściowo odparowując. Powstająca para trafia do wewnętrznej obudowy bezpieczeństwa, gdzie cyrkuluje ona wraz z podgrzanym powietrzem w konwekcji naturalnej. Tak więc bezpieczeństwo reaktora AP 1000, także podczas ciężkich awarii, konsekwentnie opiera się na wykorzystaniu naturalnych sił i zjawisk, takich jak siła ciężkości, parowanie i konwekcja naturalna. Zabezpiecza to przed przegrzaniem zbiornika i paliwa. Ciepło wydzielane w rdzeniu nie powoduje już przegrzania paliwa, a tylko wrzenie i odparowanie wody. Ale para wodna wypełnia obudowę bezpieczeństwa i ciepło z obudowy bezpieczeństwa musi zostać odprowadzone do otoczenia. Rys Chłodzenie stopionego rdzenia w zbiorniku reaktora AP 1000 [Westinghouse]. 180

181 Obudowa bezpieczeństwa reaktora AP 1000 z pasywnym chłodzeniem Obudowa bezpieczeństwa reaktora AP 1000 (Rys. 4.35) jest podwójna, z tym że powłoka wewnętrzna (obudowa pierwotna) jest stalowa, zaś powłoka zewnętrzna (obudowa wtórna - budynek osłonowy) jest konstrukcją ze zbrojonego betonu. Wewnętrzna, stalowa powłoka ma grubość 4,44 cm, wymiary: średnica x wysokość = 39,624 x 65,634 m), zaś jej kubatura powietrzna wynosi m 3 ; obliczona jest ona na parametry awarii (p a = 0,507 MPa, t =148,89ºC) i zapewnia szczelność zapobiegając dużym niekontrolowanym uwolnieniom substancji promieniotwórczych do środowiska. Żelbetonowy zewnętrzny budynek osłonowy ma grubość 0,9 m, wymiary: średnica x wysokość = 43 x 83,3 m. Zwieńczony jest on rodzajem komina, wokół którego zabudowany jest duży zbiornik mieszczący do m 3 wody. Zapewnia on ochronę urządzeń i układów ważnych dla bezpieczeństwa przed zagrożeniami zewnętrznymi, a także dodatkową osłonę biologiczną układów i urządzeń zawierających media promieniotwórcze, oraz osłonę przed promieniowaniem w stanach awaryjnych. Obudowa bezpieczeństwa reaktora AP 1000 ma całkowicie pasywne chłodzenie. Para powstająca przy chłodzeniu rdzenia reaktora, poprzez ściankę zbiornika, trafia do wewnętrznej obudowy bezpieczeństwa, gdzie cyrkuluje ona wraz z podgrzanym powietrzem w konwekcji naturalnej, oddając ciepło poprzez stalową powłokę tej obudowy, chłodzonej z zewnątrz powietrzem i wodą dopływającą grawitacyjnie ze zbiornika umieszczonego na szczycie obudowy zewnętrznej. Podgrzane powietrze zawierające parę wodną unosi się ku górze oddając ciepło stalowej powłoce obudowy, w efekcie powietrze schładza się i opada w dół, natomiast para wodna skrapla się a skropliny spływają do miski ściekowej, skąd zawracane są do studni reaktora. Wewnętrzna Rys Obudowa bezpieczeństwa AP 1000 z pasywnym chłodzeniem [Westinghouse]. obudowa bezpieczeństwa chłodzona jest powietrzem dopływającym z zewnątrz przez otwory u góry w zewnętrznym budynku osłonowym. Powietrze to kierowane jest najpierw ku dołowi obudowy wewnętrznej, następnie opływa ono tę obudowę ku górze odbierając od niej ciepło, po czym wypływa przez komin. Odbiór ciepła od stalowej powłoki wewnętrznej obudowy bezpieczeństwa jest intensyfikowany przez wodę wypływającą jedynie pod wpływem siły ciężkości ze zbiornika umieszczonego na szczycie zewnętrznej, żelbetowej obudowy. Po sygnale o wystąpieniu wysokiego ciśnienia wewnątrz obudowy, zawory pod tym zbiornikiem otwierają się i woda chłodząca zaczyna spływać po zewnętrznej powierzchni stalowej powłoki obudowy bezpieczeństwa. Woda ta omywa powłokę stalową obudowy wewnętrznej tworząc na jej powierzchni cienką błonkę, odbiera ciepło przewodzone przez powłokę stalową, podgrzewa się przy tym i częściowo odparowuje. Odbiór ciepła przez powietrze i przez 181

182 odparowanie wody spływającej po zewnętrznej powierzchni powłoki zapewnia utrzymanie ciśnienia wewnątrz obudowy w przedziale ciśnień projektowych. Obudowa bezpieczeństwa wyposażona jest w układ zapobiegający detonacji wodoru, który zapewnia: Monitorowanie stężenia wodoru, Mieszanie atmosfery obudowy w konwekcji naturalnej celem zapobieżenia powstania lokalnie niebezpiecznych stężeń wodoru, Usuwanie wodoru za pomocą 2 pasywnych autokatalitycznych rekombinatorów, Kontrolowane spalanie wodoru (zapłon inicjowany jest 64 zapłonników rozmieszczonych w różnych miejscach obudowy). W razie ciężkiej awarii stężenie wodoru w obudowie bezpieczeństwa utrzymywane jest, dzięki kontrolowanemu spalaniu, na poziomie pomiędzy granicą palności a 10% - przez co zapobiega się detonacji wodoru. Dalszą redukcję stężenia wodoru zapewniają pasywne rekombinatory. Dzięki wykorzystaniu w układach bezpieczeństwa sił i zjawisk naturalnych, przez 3 doby od zaistnienia awarii nie wymagają one zasilania elektrycznego prądem przemiennym ani nawet interwencji operatora gdyż procesy opanowania awarii i chłodzenia reaktora przebiegają samoczynnie. Zastosowane rozwiązania projektowe zapewniają, że rdzeń reaktora pozostaje zawsze pod wodą, zbiornik reaktora zalany wodą od zewnątrz jest chroniony przed przegrzaniem, a ciepło usuwane jest do otoczenia samoczynnie prze pasywne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa. Dzięki temu nawet ciężka awaria reaktora AP 1000 z długotrwałą utratą zasilania w energię elektryczną ze wszystkich źródeł nie spowoduje uwolnień znaczących ilości produktów rozszczepienia i zagrożenia okolicy. 182

183 4.7 Ryzyko społeczne związane z energetyką jądrową na tle innych zagrożeń Poziom bezpieczeństwa osiągnięty przez energetykę jądrową głównie z reaktorami II. generacji ilustruje Rys. 4.36, oparty na danych historycznych pokazujących liczbę zgonów spowodowanych przez poważne awarie przy wytwarzaniu energii elektrycznej z różnych źródeł. Jak widać, dla reaktorów wodnych podobnych do tych, jakie są oferowane dla Polski, bilans strat zdrowia i życia jest zerowy. Jedyne śmiertelne ofiary w całej ponad 50-letniej historii energetyki jądrowej pociągnęła za sobą awaria reaktora (typu RBMK) IV bloku EJ Czarnobyl. Lecz awaria ta nie jest w żaden sposób reprezentatywna dla reaktorów energetycznych budowanych i eksploatowanych gdziekolwiek indziej na świecie poza terytorium b. ZSRR (reaktory typu RBMK budowano wyłącznie w ZSRR). Reaktory RBMK, o konstrukcji wzorowanej Rys Zgony wskutek ciężkich awarii w energetyce. na reaktorach do celów produkcji plutonu dla potrzeb zbrojeniowych, są zasadniczo odmienne od reaktorów budowanych w krajach OECD i są one stopniowo wycofywane z eksploatacji (obecnie eksploatowane są już jedynie w Federacji Rosyjskiej). W przeciwieństwie do reaktorów wodnych, reaktory RBMK (z moderatorem grafitowym, chłodzone wodą) nie mają cech stabilności i samoregulacji ujemnych sprzężeń zwrotnych od temperatury i mocy. Właśnie to stało się główną przyczyną katastrofalnej awarii czarnobylskiej, podczas której moc reaktora samoczynnie wzrosła do poziomu 1000-krotnie większego od mocy nominalnej. Poza tym, nie było tam też obudowy bezpieczeństwa, a ani skutecznego działania dozoru jądrowego, a poziom świadomości pracowników elektrowni nie odpowiadały wymaganiom współczesnej filozofii bezpieczeństwa jądrowego. Na Rys i 4.38 przedstawiono ryzyko śmierci w związku z różnymi rodzajami działalności ludzkiej i zagrożeniami naturalnymi, przy czym podane tu oceny ryzyka związane z awariami w EJ opierają się na bardzo konserwatywnych oszacowaniach dla reaktorów II. generacji (dokonanych w latach 70-tych lub 80-tych ub. wieku). Na Rys porównano ryzyka śmierci na skutek: wypadku komunikacyjnego, pożaru, zatrucia grzybami, uderzenia piorunu i awarii w EJ to ostatnie oszacowano na 1 na 10 milionów osób. Natomiast na Rys przedstawiono wyniki oszacowań ryzyka związanego z energetyką jądrową dokonanego w USA, opublikowane w tzw. Raporcie Rassmussen a [5]. Z raportu tego wynika, że ryzyko śmierci związane z eksploatacją 100 jądrowych bloków energetycznych jest na poziomie ryzyka od uderzenia meteorytu (Rys. 4.38). W przypadku reaktorów III. generacji ryzyko jest o wiele mniejsze gdyż prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia jest przypadku tych reaktorów ok. 100-krotnie mniejsze (częstość uszkodzeń mniejsza niż raz na milion reaktoro-lat eksploatacji). 183

184 Rys Porównanie ryzyka śmierci związanego z różnymi rodzajami działalności lub zagrożeniami. Rys Częstość wypadków (na rok) powodujących zgony ludzi [1]. 184

185 4.8 Techniczne i fizyczne przyczyny awarii czarnobylskiej Dla zrozumienia fizycznych przyczyn katastrofy w Czarnobylu konieczne jest poznanie zasady budowy i działania reaktora RBMK, który tam pracował. RBMK jest skrótem nazwy Реактор Большой Мощчности Канальный - kanałowy reaktor dużej mocy. Reaktory tego typu budowano wyłącznie na terenie byłego ZSRR. Wybudowano ich łącznie 17 w tym 4 w Czarnobylu, miejscu najcięższej awarii w energetyce jądrowej. Jedenaście reaktorów tego typu działa do dziś - wszystkie w Rosji. Konstrukcja reaktora RBMK wzorowana jest na wcześniej budowanych w ZSRR uranowografitowych reaktorach przeznaczonych do produkcji plutonu do celów wojskowych, uruchamianych od 1948 roku. Pierwszą pilotującą elektrownię jądrową o mocy 5 MWe z reaktorem tego typu uruchomiono w ZSRR w Obnińsku w roku 1954 była to pierwsza elektrownia jądrowa na świecie Budowa i zasada działania reaktora RBMK Główną cechą reaktora RBMK jest jego modułowość. Rdzeń nie jest zamknięty we wspólnym dla wszystkich jednostek paliwowych zbiorniku wysokociśnieniowym (jak w reaktorach lekkowodnych), lecz składa się z ustawionych obok siebie bloków grafitowych z kanałami ciśnieniowymi, do których wprowadza się zestawy paliwowe (Rys. 4.39). W kanałach tych cyrkuluje woda omywająca pręty paliwowe i częściowo odparowująca podczas przepływu przez rdzeń reaktora. W reaktorze RBMK woda pełni więc tylko rolę chłodziwa zaś jako moderator neutronów służy grafit. Ma to ujemne skutki dla stabilności reaktora, co doprowadziło do fatalnych następstw w czasie awarii czarnobylskiej. Rys Schemat budowy i zasada działania reaktora RBMK. Reaktor typu RBMK-1000 jaki zainstalowano w EJ Czarnobyl, o mocy cieplnej 3000 MWt i elektrycznej (bloku energetycznego) 1000 MWe, posiada wielki cylindryczny rdzeń o średnicy 12 m i wysokości 7 m, w którym znajduje się 1661 ciśnieniowych kanałów paliwowych, mieszczących 1659 zestawów paliwowych z uranu nisko-wzbogaconego, zawierających łącznie 190 ton uranu. 185

186 Kanały paliwowe przeprowadzone są przez bloczki grafitu o wymiarach 25 cm x 25 cm, stanowiącego moderator, łącznie w rdzeniu jest 2488 takich bloczków. Ponadto rdzeń otoczony jest warstwą grafitu o grubości 0,5-0,8 m, spełniającą funkcję reflektora neutronów i pierwszej warstwy osłony biologicznej. Łączna masa grafitu wynosi ok t. Reaktor otoczony jest osłoną biologiczną w postaci współosiowego zbiornika wodnego o średnicy 16,6 m, od góry i od dołu zamkniętego szczelnie cylindrycznymi pokrywami, przez które przechodziły liczne rurociągi. System regulacji i zabezpieczeń reaktora obejmował 211 prętów pochłaniających neutrony, przesuwających się w specjalnych kanałach i mających za zadanie automatyczne utrzymywanie zadanej mocy reaktora, szybkie obniżanie mocy w razie sygnału o uszkodzeniu urządzeń reaktora i awaryjne wyłączenie reaktora. Pręty regulacji i zabezpieczeń wprowadzane były od góry rdzenia, zaś dodatkowo od dołu wprowadzane były krótsze pręty celem korygowania rozkładu mocy po wysokości rdzenia. Przy tak dużym rdzeniu występowały lokalne procesy przejściowe w tym tzw. oscylacje ksenonowe tak więc sterowanie tym reaktorem było stosunkowo trudne i skomplikowane. Konstrukcja reaktora pozwalała na miejscową wymianę paliwa w czasie pracy reaktora, tak że wypalenie paliwa usuwanego z reaktora mogło być bardzo małe. Rozwiązanie to stosowano uprzednio w reaktorach wojskowych, przystosowanych do produkcji plutonu nadającego się do wykorzystania w bombie atomowej. Spośród wielu izotopów plutonu wytwarzanych w reaktorze jądrowym do broni jądrowej nadaje się Pu239, wytwarzany na początku wypalania paliwa z U238. W miarę wzrostu wypalenia powstają też inne izotopy plutonu (zwłaszcza Pu240), które praktycznie uniemożliwiają wykorzystanie plutonu wyodrębnionego z wypalonego paliwa do budowy bomb atomowych 131. Ciepło odebrane od elementów paliwowych powoduje częściowe odparowanie wody chłodzącej, która przez rdzeń przepływa w kanałach ciśnieniowych, a po wyjściu z rdzenia odprowadzana jest kolektorami do walczaka, w którym następuje oddzielenie wody od pary. Para kierowana jest do turbiny, po rozprężeniu w turbinie jest ona skraplana i następnie jako woda zasilająca pompowana jest powrotem do rdzenia reaktora, za pomocą głównych pomp cyrkulacyjnych. Reaktor RBMK praktycznie pozbawiony jest obudowy bezpieczeństwa w znaczeniu powszechnie przyjętym w światowej energetyce jądrowej. Posiada on jedynie tzw. układ lokalizacji awarii, z kondensatorem wodnym, pozwalający opanować jedynie nieduże awarie związane z rozszczelnieniem pojedynczych kanałów i mniejszych rurociągów, a nie rozerwaniem głównego rurociągu cyrkulacyjnego. Jak wynika z powyższego opisu, konstrukcja reaktora RBMK jest bardzo szczególna i całkowicie odmienna od reaktorów wodnych w szczególności lekkowodnych (wodno ciśnieniowych PWR i wrzących BWR) najbardziej rozpowszechnionych w światowej energetyce jądrowej (stanowią one łącznie 82% wszystkich reaktorów energetycznych). Warto w tym miejscu dodać, że elektrownia jądrowa jaka budowana była w Żarnowcu w latach 80-tych ub. wieku, miała być wyposażona w reaktory wodno-ciśnieniowe, typu WWER-440/W-213 konstrukcji rosyjskiej lecz produkcji czeskiej (Škoda Pilzno), z pełnowartościową obudową bezpieczeństwa i układami bezpieczeństwa, zaprojektowanymi na opanowanie skutków rozerwania rurociągu obiegu chłodzenia reaktora o maksymalnej średnicy (zgodnie z wymaganiami powszechnie przyjętymi na świecie). 131 Do kontrowania bomb jądrowych nadaje się pluton, w którym zawartość Pu239 > 93%. 186

187 4.8.2 Samoczynny wzrost mocy reaktora RBMK w pewnych sytuacjach awaryjnych Najważniejszą różnicą między reaktorem RBMK a reaktorami z moderatorem wodnym jest zachowanie się reaktora w przypadku zaburzeń przepływu chłodziwa, prowadzących do wzrostu temperatury wody i w konsekwencji do jej gwałtownego wrzenia. W reaktorze z moderatorem wodnym (np. wodno-ciśnieniowym: PWR lub WWER) podgrzanie lub odparowanie wody powoduje zmniejszenie stopnia spowalniania neutronów, ich zwiększoną ucieczkę poza rdzeń i w konsekwencji obniżenie intensywności łańcuchowej reakcji rozszczepienia. Efekt ten omówiono bardziej szczegółowo w podrozdziale Natomiast w reaktorze RBMK rolę spowalniacza (moderatora) neutronów pełni grafit, a woda między prętami paliwowymi służy głównie do przenoszenia ciepła, do spowalniania nie jest potrzebna. Co więcej, wobec tego że pewna część neutronów ulega pochłanianiu w wodzie, zmniejszenie gęstości wody wskutek podgrzania, a tym bardziej jej częściowego odparowania, powoduje zmniejszenie liczby tych pochłonięć, a co za tym idzie - wzrost liczby neutronów które wracają jako spowolnione do paliwa i powodują nowe rozszczepienia (Rys. 4.40). A A Uran woda Uran woda grafit B B Uran para wodna Reaktory PWR i WWER Uran para grafit Reaktor RBMK (Czernobyl) Rys Zmiany gęstości rozszczepień po odparowaniu części wody. A - normalna praca, B - spadek przepływu wody, część wody odparowuje. W reaktorze PWR lub WWER moc maleje, w reaktorze RBMK moc rośnie. Dlatego w reaktorze RBMK spadek przepływu chłodziwa prowadzi do podgrzania wody, wzrostu gęstości rozszczepień, wzrostu mocy reaktora, dalszego podgrzewu wody i dalszego wzrostu mocy. To dodatnie sprzężenie zwrotne powoduje gwałtowny wzrost mocy reaktora, o ile nie zatrzyma go wprowadzenie do rdzenia prętów bezpieczeństwa. 187

188 Czynnikiem, który dodatkowo wzmacnia to dodatnie sprzężenie zwrotne jest duża zawartość plutonu w paliwie a to właśnie miało miejsce w Czarnobylu: awaria wystąpiła w reaktorze IV bloku, przy dużym wypaleniu paliwa. Przed odstawieniem tego bloku na przeładunek paliwa i rutynowy remont postanowiono przeprowadzić ów nieszczęsny, źle przygotowany i skandalicznie prowadzony eksperyment, w trakcie którego doszło katastrofalnej awarii ze zniszczeniem reaktora. Wpływ plutonu jest znaczący pod koniec kampanii paliwowej, przed przeładunkiem paliwa, ok. 35% energii powstaje z rozszczepień jąder izotopów plutonu, głownie Pu239. Izotop ten ma charakterystyczny rezonans ( pik ) przekroju czynnego na rozszczepienie przy energii neutronów 0,3 kev tj. w strefie tzw. epitermicznej (neutronów niecałkowicie spowolnionych). Wzrost temperatury w rdzeniu reaktora skutkuje przesunięciem energii neutronów w kierunku wyższych energii (czerwona strzałka na Rys. 4.41), czego efektem jest zwiększenie ilości rozszczepień jąder Pu239. Na dodatek: przy rozszczepieniu jąder Pu239 powstaje istotnie więcej nowych neutronów (średnio 2,9 na jedno rozszczepienie) niż przy rozszczepieniu jąder U235 (średnio 2,5), zaś mniej neutronów opóźnionych, które odgrywają zasadniczą rolę w sterowaniu reaktorem. Rys Wpływ nagromadzonego plutonu zmniejszenie ujemnego efektu temp. paliwa [6]. W efekcie przy dużym wypaleniu paliwa i nagromadzeniu się plutonu zmniejsza się ujemny efekt reaktywnościowy paliwa (związany z tzw. efektem Dopplera zwiększenie pochłaniania rezonansowego w U238), który ma duże znaczenie dla stabilizacji mocy reaktora Błąd w konstrukcji prętów bezpieczeństwa Niestety, w Czarnobylu występowało jeszcze dodatkowe niebezpieczeństwo, z którego nie zdawano sobie sprawy aż do czasu awarii, mianowicie wprowadzenie prętów bezpieczeństwa nie zawsze powodowało od razu wyłączenie reaktora. Powodem tego była specyficzna konstrukcja prętów bezpieczeństwa w reaktorze RBMK, które u dołu - poniżej pochłaniacza neutronów - mają zamocowany tzw. przedłużacz z 188

189 wkładką grafitową. Rozwiązanie takie zastosowano aby zabezpieczyć się przed napływem wody do obszaru rdzenia, z którego wyciągnięto pręt bezpieczeństwa zwiększało to tzw. wagę reaktywnościową pręta, gdyż woda pochłania pewną ilość neutronów. Dzięki temu wysuwanie pręta z rdzenia reaktora skutkowało wprowadzeniem większej dodatniej reaktywności i silniejszym wzrostem mocy. Jednakże w momencie zrzutu pręta z górnego położenia ponad rdzeniem do rdzenia wsuwał się najpierw przedłużacz z wkładką grafitową, która wypychała wodę z kanału, a nie pochłaniała neutronów. Ponieważ woda ta pochłaniała wcześniej pewną ilość neutronów, powodowało to przejściowy wzrost mocy reaktora, jak pokazano na Rys (znak + w kolumnie c"). Powyżej wkładki, wokół pręta łączącego ją z pochłaniaczem ilość wody w kanale była większa, tak że dalsze wprowadzanie pręta bezpieczeństwa do rdzenia skutkowało już zmniejszaniem mocy, a ostatecznie do rdzenia wpadała część pochłaniająca neutrony i wygaszająca reakcję łańcuchową (znak " w kolumnie c"). Tak więc, w chwili wrzucania do rdzenia pręta wiszącego nad rdzeniem, gdy do rdzenia był już wprowadzony przedłużacz, a jeszcze nie pochłaniacz, wyparcie wody z kanału pręta bezpieczeństwa powodowało przejściowy wzrost mocy reaktora. Wobec wielkich rozmiarów rdzenia RBMK sytuacja taka trwała kilka sekund. Pochłaniacz Rdzeń Grafit Woda (a) (b) (c) + Rys Skutki wprowadzania pręta bezpieczeństwa do rdzenia reaktora RBMK. Wprowadzanie przedłużacza grafitowego powoduje wzrost mocy; dopiero zalanie wodą przestrzeni nad grafitem a potem spadek pochłaniacza dają spadek mocy (patrz: znaki: + i w kolumnie c"). W analizach bezpieczeństwa zakładano, że duża część prętów bezpieczeństwa (co najmniej 30) powinna być częściowo zanurzona w rdzeniu, aby efekt związany z wypieraniem wody przy ich spadku do rdzenia nie był niebezpieczny. Jednak w chwili tuż przed awarią niemal wszystkie pręty bezpieczeństwa były całkowicie wyciągnięte ponad rdzeń (pozostało tylko 8), spowodowało to tragiczne skutki. Wprowadzanie przedłużacza grafitowego powoduje wzrost mocy w dolnej części rdzenia, a spadek mocy w części górnej (znaki + i w kolumnie c ). Sumaryczny efekt reaktywnościowy (przedłużacz + woda nad przedłużaczem + pręt) zależy od poosiowego rozkładu strumienia neutronów. 189

190 W chwili awarii rozkład mocy w rdzeniu był nadmiernie przekoszony moc generowała się głównie w dolnej części. Wprowadzanie kilkudziesięciu prętów na raz wywołało dodatkowy dodatni impuls reaktywnościowy (także w dolnej części rdzenia), który nałożył się na efekt przestrzeni parowych (powodowany wrzeniem wody) i wzrost mocy reaktora Przebieg i skutki awarii reaktywnościowej Celem eksperymentu, w czasie którego doszło do awarii, było wykazanie możliwości czasowego (do momentu dostarczenia mocy z awaryjnych generatorów dieslowskich) zasilania potrzeb własnych bloku z wykorzystaniem energii kinetycznej wirnika turbozespołu w czasie jego wybiegu, po wyłączeniu turbiny i odłączeniu generatora od sieci a konkretnie chodziło o przetestowanie działania regulatora napięcia generatora w takim trybie pracy. W trakcie tego eksperymentu m.in. 4 z 8 głównych pomp cyrkulacyjnych reaktora miało być zasilanych z generatora wyłączonego turbozespołu. Przygotowując blok energetyczny do tego eksperymentu operatorzy obniżyli moc reaktora najpierw do 1600 MWt i wyłączyli jeden z turbozespołów, przełączając 4 główne pompy cyrkulacyjne zasilane z wyłączonego generatora na zasilanie rezerwowe, pozostałe 4 zasilane były z generatora drugiego turbozespołu. Następnie operatorom udało się z trudem ustabilizować moc cieplną reaktora na poziomie ok. 200 MWt (co było znacznie poniżej dopuszczalnego minimum 700 MWt 132 ). Aby skompensować ujemne efekty reaktywnościowe (zwłaszcza zatrucia ksenonem) i utrzymać reaktor na mocy operatorzy sukcesywnie wyprowadzali z rdzenia pręty bezpieczeństwa schodząc poniżej wymaganego minimum (30) - do 8 tuż przed awarią. Popełniając jeszcze szereg innych, kardynalnych błędów (m.in. wyłączając kolejne zabezpieczenia), doprowadzili oni reaktor do niestabilnego stanu, przy którym niewielki impuls reaktywnościowy mógł spowodować gwałtowne wrzenie nasycone wody i lawinowy wzrost jego mocy. Przebieg zmian parametrów reaktora w czasie ostatnich 18 sekund awarii przedstawiono na wykresie Rys Realizując cel eksperymentu operator odciął dopływ pary do pracującej turbiny, co spowodowało automatyczne odłączenie generatora od sieci i wybieg turbozespołu. Przepływ wody przez rdzeń zaczął maleć, ponieważ 4 z 8 pomp napędzane były silnikami zasilanymi z wyłączonego generatora, którego obroty spadały. Doprowadziło to do coraz silniejszego wrzenia wody w rdzeniu reaktora i stopniowego wzrostu mocy reaktora. Operator zaniepokojony tym wzrostem mocy wciska przycisk awaryjnego wyłączenia reaktora (AZ-5) powodujący zrzut prętów bezpieczeństwa do rdzenia. Ale wskutek poprzednich błędów układ wyłączania awaryjnego jest nieskuteczny. Co więcej, w czasie pierwszych sekund przedłużacze prętów wypychają wodę z kanałów rdzenia co powoduje dodatni impuls reaktywnościowy. W połączeniu z dużym dodatnim i rosnącym efektem reaktywności przestrzeni parowych, skutkuje to dalszym wzrostem mocy i coraz silniejszym wrzeniem wody. Nadmiar reaktywności rośnie i po 3 sekundach moc reaktora osiąga 530 MWt. Operator widząc, że pręty bezpieczeństwa nie osiągnęły dolnego położenia w rdzeniu i odcina zasilanie elektryczne elektromagnesów, by spadek pod wpływem siły ciężkości. Jest już jednak za późno. Przepływ chłodziwa maleje, frakcja pary rośnie, następuje kryzys wymiany ciepła przy wrzeniu, temperatura paliwa rośnie. Gdy ciepło zakumulowane w paliwie przekroczyło 1300 kj/kg koszulki pękają, a ciekłe paliwo wytryskuje do chłodziwa. Następuje gwałtowne odparowanie wody, skok ciśnienia jest tak silny, że zawory zwrotne na liniach tłocznych za pompami zamykają się. Kanały paliwowe pękają, para i woda napływa do grafitu, wówczas zawory zwrotne za pompami otwierają się i woda znów płynie do reaktora reagując ze stopionym paliwem i rozgrzanymi grafitem. 132 Ponieważ w reaktorze RBMK przy mocy <20% wypadkowy efekt mocowy reaktywności staje się dodatni. 190

191 Rys Przebieg zmian parametrów reaktora podczas awarii w EJ Czarnobyl. Zmiany zawartości pary, reaktywności i mocy reaktora RBMK w ostatniej fazie awarii: 1 wzg. moc neutronowa P/P0: 0 120%, następnie %; 2 reaktywność Δk/k = -1% +5%; 3 zawartość obj. pary α = 0 1,2 Połączenie dodatniego sprzężenia mocy z rosnącą temperaturą chłodziwa i przejściowym wzrostem mocy wskutek błędu konstrukcyjnego w układzie prętów bezpieczeństwa doprowadziło do nagłego i gwałtownego wzrostu mocy, która spowodowała stopienie paliwa, wyrzucenie go do wody, gwałtowną eksplozję parową i niemal całkowite zniszczenie reaktora. Skutki tej awarii były tym gorsze, że moderator grafitowy i inne materiały w budynku reaktora zapaliły się, co przyczyniło się do długotrwałych i dużych uwolnień substancji promieniotwórczych do otoczenia. W wysokich temperaturach występuje gwałtowna reakcja Zr-para wodna: Zr + 2 H 2 O = ZrO 2 + 2H 2 + ciepło. 1:23:40 AZ-5 To wydzielanie ciepła podczas reakcji egzotermicznej cyrkonu z parą wodną przyczynia się do samoczynnego grzania koszulki i wzrostu tempa reakcji. Procesy decydujące o przebiegu awarii przebiegają w reaktorze samorzutnie, z dodatnim sprzężeniem zwrotnym. Temperatura gwałtownie rośnie. Uwolniony wodór wydziela się z rdzenia. O usłyszano dwa wybuchy. To wodór wydzielony w reakcji Zr-H 2 O przepłynął do reflektora grafitowego i tam połączył się z powietrzem, które napłynęło po rozerwaniu zbiornika zawierającego grafit. Rys Zniszczony reaktor IV bloku EJ Czarnobyl. 191

192 Wybuchy niszczą reaktor i część budynku (Rys. 4.44). Zaczyna się pożar. Eksplozje wyrzuciły paliwo, elementy rdzenia i elementy konstrukcyjne wraz z silnie radioaktywnymi produktami rozszczepienia wysoko w powietrze i odsłoniły rdzeń. Obłok dymu, produktów radioaktywnych i pyłu z rdzenia i z budynku uniósł się na wysokość kilometra nad EJ. Cięższe odłamki opadły w pobliżu EJ, ale lżejsze, łącznie z produktami rozszczepienia i wszystkimi gazami szlachetnymi zostały uniesione przez wiatry na północny-zachód. W zniszczonym bloku nr 4 trwa pożar, powodujący unoszenie obłoków dymu, pary i kurzu, a mniejsze ogniska pożaru występują także w sąsiedniej hali turbin i w różnych składach paliwa. Z pożarem walczy ponad 100 strażaków z elektrowni i wezwanych z sąsiedniej Prypeci i ci ludzie otrzymali największe dawki promieniowania. Pierwsi strażacy byli na miejscu pożaru o 1.28, do 2.20 ugaszono największe ogniska pożaru w hali turbin, a do 2.30 na dachu budynku reaktora. Pożar na zewnątrz ugaszono ostatecznie o 5.00, ale grafit palił się nadal. Intensywne spalanie grafitu powodowało wyrzucanie produktów rozszczepienia wysoko do atmosfery. Wobec braku obudowy zakrycie reaktora i przerwanie emisji było bardzo trudne. Dokonano tego zrzucając materiały osłonowe na płonący blok reaktora z helikopterów, z czym wiązało się znaczne narażenie radiacyjne lotników. 192

193 4.9 Przyczyny, przebieg i skutki awarii EJ Fukushima Dai-ichi Cechy i układy bezpieczeństwa reaktorów BWR z obudową bezpieczeństwa typu Mark-I Wszystkie 4 reaktory w EJ Fukushima Dai-ichi, które uległy awarii (bloki 1-4) posiadały obudowy bezpieczeństwa typu Mark-I. Jednakże układy bezpieczeństwa reaktora 1-go bloku (BWR-3) w pewnym stopniu różniły się od układów bezpieczeństwa bloków 2-4 (BWR-4). Bloki 5. (BWR-4) 133 i 6. (BWR-5) 134, które nie uległy awarii, zlokalizowane są obok siebie i położone są opodal bloków 1-4 (patrz: widok z góry przed awarią Rys. 4.45). Rys Rozmieszczenie bloków EJ Fukushima Dai-ichi stan przed awarią [MAEA ] Układ chłodzenia rdzenia reaktora w stanie odciętym Układ chłodzenia rdzenia reaktora w stanie odciętym (Reactor Core Isolation Cooling RCIC) uzupełnia wodę w reaktorze w celu zapewnienia chłodzenia rdzenia wówczas, gdy rurociąg parowy zostaje odcięty i zostaje utracone normalna droga dostarczania wody do reaktora. W przypadku reaktorów typów BWR-4 6 układ RCIC (Rys. 4.46) składa się z turbopompy (RCIC Turbine/Pump), rurociągów i armatury. Turbina pompy napędzana jest parą wytwarzaną w reaktorze, pobieraną z głównego rurociągu parowego, zaś wylot pary z turbiny kierowany jest do kondensatora wodnego znajdującego się na dole obudowy bezpieczeństwa. Turbopompa pobiera wodę ze zbiornika kondensatu, a po jego wyczerpaniu zapasu kondensatu z kondensatora wodnego, i podaje ją do rurociągu wody zasilającej reaktor. 133 Także z obudową bezpieczeństwa Mark-I. 134 Z obudową bezpieczeństwa Mark-II. 135 IAEA International Fact Finding Expert Mission of the Fukushima Dai-ichi NPP Accident Following the Great East Japan Earthquake and Tsunami. Report to the IAEA Member States. Tokyo, Fukushima Dai-ichi NPP, Fukushima Dai-ni NPP and Tokai Dai-ni NPP, Japan, 24 May 2 June

194 Sucha cz. obudowy bezp. Zawór bezpieczeństwa / odciążający Zespół osuszacza pary Zespół separatora wilgoci Gł. rurociąg parowy Do gł. turbiny Gł. rurociąg wody zasilającej Zbiornik kondensatu Rdzeń reaktora Pętla recyrkulacyjna Pompa recyrkulacyjna Pompa RCIC Turbina RCIC Kondensator wodny obudowy bezp. Rys Schemat układu chłodzenia rdzenia reaktora w stanie odciętym (RCIC). [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.] Układ ten może działać autonomicznie odprowadzając ciepło z rdzenia reaktora do kondensatora wodnego do czasu gdy temperatura wody w kondensatorze wodnym nie wrośnie do poziomu, przy którym wystąpi kawitacja w układzie przepływowym turbopompy co prowadzi do wyłączenia się turbopompy lub jej uszkodzenia. Jednakże reaktor 1-go bloku EJ Fukushima (typu BWR- 3) miał układ chłodzenia rdzenia reaktora w stanie odciętym działający na odmiennej zasadzie zamiast turbopompy zastosowano tu pasywny układ chłodzenia z kondensatorem izolacyjnym (Isolation Condenser IC), schematycznie przedstawiony na Rys (po prawej stronie). W tym przypadku odbiór ciepła z rdzenia reaktora zachodzi przy cyrkulacji naturalnej w pętli: rurociąg parowy kondensator IC rurociąg wody zasilającej. Para wodna wytwarzana w reaktorze ulega skropleniu w kondensatorze IC oddając ciepło wodzie kondensatora, zaś kondensat spływa grawitacyjnie do reaktora jako woda zasilająca. Natomiast ciepło z kondensatora IC odprowadzane jest do atmosfery przez parowanie wody, której zasób jest uzupełniany. Rys Porównanie układów RCIC na blokach 1. oraz 2 i 3 EJ Fukushima Dai-ichi. [AREVA: Facts about Fukushima Accident. March 2012.] 194

195 Wysokociśnieniowy układ wtrysku chłodziwa Wysokociśnieniowy układ wtrysku chłodziwa (High Pressure Coolant Injection HPCI), jest układem przeznaczonym do awaryjnego chłodzenia rdzenia przy małych i średnich rozszczelnieniach obiegu chłodzenia reaktora. Jego zasada działania (Rys. 4.48) jest analogiczna jak opisanego powyżej układu chłodzenia reaktora w stanie odciętym (RCIC). Również i w tym przypadku wodę do reaktora pompuje turbopompa (HPCI Turbine/Pump), której turbina zasilana jest parą wytwarzaną w reaktorze. Układy HPCI o analogicznej koncepcji projektowej zostały zastosowane na wszystkich blokach EJ Fukushima Dai-ichi. W razie wzrostu ciśnienia w reaktorze powyżej nastawy otwarcia zaworu odciążającego lub bezpieczeństwa, zawór ten otwiera się i para wodna zrzucana jest pod wodę do kondensatora wodnego na dole obudowy bezpieczeństwa. Sucha cz. obudowy bezp. Zawór bezpieczeństwa / odciążający Zespół osuszacza pary Zespół separatora wilgoci Gł. rurociąg parowy Do gł. turbiny Gł. rurociąg wody zasilającej Zbiornik kondensatu Rdzeń reaktora Pętla recyrkulacyjna Pompa recyrkulacyjna Pompa HPCI Turbina HPCI Kondensator wodny obudowy bezp. Rys Schemat wysokociśnieniowego układu wtrysku chłodziwa (HPCI). [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.] Niskociśnieniowy układ awaryjnego chłodzenia rdzenia i zraszania obudowy bezpieczeństwa Niskociśnieniowy układ awaryjnego chłodzenia rdzenia (Rys. 4.49) przeznaczony jest do uzupełniania wody w reaktorze i odprowadzania ciepła powyłączeniowego w razie awarii związanych z dużymi rozszczelnieniami obiegu chłodzenia reaktora. Składa się on z dwóch oddzielnych i niezależnych układów: 1) układu zraszania rdzenia (Core Spray), oraz 2) niskociśnieniowego układu wtrysku chłodziwa (Low Pressure Coolant Injection LPCI) jest to w istocie awaryjny tryb pracy (LCPI) układu odprowadzania ciepła 195

196 powyłączeniowego (Residual Heat Removal - RHR), służącego przy normalnych wyłączeniach bloku (np. na przeładunek paliwa) do odprowadzania ciepła powyłączeniowego z reaktora. Układ zraszania rdzenia (Core Spray) składa się z dwóch pętli, pompy tego układu pobierają wodę z kondensatora wodnego na dole obudowy bezpieczeństwa i tłoczą ją do dysz zraszaczy znajdujących się ponad rdzeniem reaktora. Pompy układu RHR/LPCI także pobierają wodę z kondensatora wodnego i tłoczą ją poprzez wymiennik ciepła RHR (stąd ciepło odbierane jest przez układ odpowiedzialnej wody ruchowej i odprowadzane do ostatecznego ujścia) do pętli recyrkulacyjnych reaktora, skąd trafia ona do dolnej komory mieszania pod rdzeniem reaktora. Niskociśnieniowy układ awaryjnego chłodzenia rdzenia zapewnia odtworzenie zasobu chłodziwa w reaktorze i chłodzenie elementów paliwowych tak, aby nie została przekroczona temperatura ich koszulek 2200 F (ok C) co gwarantuje ograniczenie i opanowanie reakcji cyrkonu z wodą, a zatem też i wydzielanie wodoru. Sucha cz. obudowy bezp. Zraszacze obudowy bezpieczeństwa Zespół osuszacza pary Gł. rurociąg parowy Gł. rurociąg wody zasilającej Rdzeń reaktora Pętla recyrkulacyjna Pompa strumieniowa Wymiennik ciepła układu RHR Pompa recyrkulacyjna Woda ruchowa odpowiedzialna Zraszacze obudowy bezpieczeństwa Pompy RHR (tryb LPCI) Kondensator wodny obudowy bezp. Zespół osuszacza pary Pompa zraszania rdzenia Rys Schemat niskociśnieniowego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia i zraszania obudowy bezpieczeństwa. [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.] Niskociśnieniowy układ wtrysku chłodziwa (LPCI) umożliwia także zraszanie obudowy bezpieczeństwa (Containment Spray), tłocząc wodę do dysz zraszaczy rozmieszczonych w górnej części (pierwotnej) obudowy bezpieczeństwa oraz w przestrzeni powietrznej kondensatora wodnego na dole obudowy. 196

197 Zraszanie atmosfery (pierwotnej) obudowy bezpieczeństwa powoduje zmniejszenie ciśnienia awaryjnego wewnątrz obudowy (na skutek kondensacji pary) oraz wymywanie zeń radioaktywnych aerozoli, zmniejszając tym samym zagrożenie radiologiczne Obudowa bezpieczeństwa typu Mark-I Obudowa bezpieczeństwa typu Mark-I (Rys. 4.50) obejmuję obudowę pierwotną i wtórną. Pierwotną obudową bezpieczeństwa stanowi stalowy zbiornik o kształcie gruszki (tzw. sucha studnia dry-well), połączony rurociągami z toroidalnym zbiornikiem kondensatora wodnego (tzw. mokra studnia wet-well) umieszczonym poniżej górnej suchej części obudowy. W razie awaryjnego rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, mieszanina parowo-gazowa przepływa z górnej części obudowy do kondensatora wodnego, w który para ulega kondensacji co powoduje obniżenie ciśnienia, zaś radioaktywne aerozole są wypłukiwane i zatrzymane w wodzie. Pierwotna obudowa bezpieczeństwa otoczona jest obudową wtórną, na którą składają się konstrukcje żelbetowe budynku reaktora oraz lekka konstrukcja stalowa hali przemysłowej (konstrukcja stalowa obudowana panelami) znajdująca się powyżej konstrukcji żelbetowej. W hali tej zainstalowana jest suwnica oraz maszyna przeładowcza paliwa jądrowego, w hali tej znajduje się także basen wypalonego paliwa jądrowego. Rys Konstrukcja obudowy bezpieczeństwa typu Mark-I [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.] Układ kontrolowanego upuszczania gazów z obudowy bezpieczeństwa Układ kontrolowanego upuszczania gazów z pierwotnej obudowy bezpieczeństwa (Containment Venting) przeznaczony jest do zmniejszania ciśnienia w obudowie bezpieczeństwa celem zachowania jej integralności konstrukcyjnej, w razie awarii podczas których następuje nadmierny wzrost ciśnienia w obudowie (znacznie powyżej ciśnienia projektowego) np. na skutek niesprawności lub niedyspozycyjności układów bezpieczeństwa grożący jej rozerwaniem, co skutkowałoby dużą i niekontrolowaną emisją substancji promieniotwórczych do otoczenia. 197

198 Schemat tego układu pokazano na Rys Zaprojektowano go tak aby umożliwić odprowadzenie mieszaniny parowo-gazowej z górnej części pierwotnej obudowy bezpieczeństwa i z przestrzeni powietrznej kondensatora wodnego (torusa) do komina wentylacyjnego (Exhaust stack). Składa się on rurociągów i zaworów (z napędem elektrycznym MO, oraz z napędem pneumatycznym AO, oraz jednego zaworu elektromagnetycznego Solenoid valve). Rys Schemat układu kontrolowanego upuszczania gazów z obudowy bezpieczeństwa [TEPCO 136 ]. W przypadku EJ Fukushima Dai-ichi maksymalne robocze ciśnienie w obudowie bezpieczeństwa określono na poziomie 0,528 MPa(abs), zaś progowe ciśnienie zadziałania układu kontrolowanego upuszczania gazów 0,549 MPa(abs) przy takim ciśnieniu następuje rozerwanie krążka (Ruptured disc) zamykającego wylot do komina wentylacyjnego. W rzeczywistości podczas awarii na blokach 1-3 EJ Fukushima Dai-ichi układ ten otwarto przy znacznie wyższych ciśnieniach, powyżej 0,9 MPa(abs). Wobec braku zasilania elektrycznego i zbyt niskim ciśnieniu sprężonego powietrza, konieczne było otwieranie zaworów ręcznie albo przy wykorzystaniu przenośnych agregatów prądotwórczych lub kompresorów, a przy tym bardzo utrudniony był też dostęp do napędów (wobec silnego promieniowania). Ostatecznie więc możliwe okazało się jedynie otwarcie jedynie rurociągu odprowadzającego z torusa kondensatora wodnego (jak na rysunku oznaczono czerwoną linią). 136 Facts and Lessons of the Fukushima Nuclear Accident and Safety Improvement. The Operator Viewpoints. March, Naoki Anahara, Tokyo Electric Power Company. 198

199 4.9.2 Przyczyny awarii EJ Fukushima Dai-ichi Awaria EJ Fukushima Dai-ichi miała kilka przyczyn, tak bezpośrednich jak też pośrednich. Bezpośrednią przyczyną było oczywiście katastrofalne trzęsienie ziemi o magnitudzie IX stopni w skali Richtera (jedno z najsilniejszych w historii Japonii), jakie wystąpiło 11 marca 2011 roku, o godzinie 14:46 czasu lokalnego, pod dnem Oceanu Spokojnego, w odległości ok. 130 km na wschód od wyspy Honsiu, a przede wszystkim olbrzymia fala tsunami wywołana przez to trzęsienie. Energia wyzwolona podczas tego wstrząsu sejsmicznego odpowiada w przybliżeniu enerdze eksplozji 32 mld ton TNT (trotylu) jest to ok. 600 więcej niż energia eksplozji najpotężniejszej bomby termojądrowej (50-58 Mt TNT, na poligonie Nowa Ziemia w ZSRR, 1961 r.). W prefekturach Miyagi i Fukushima intensywność trzęsienia osiągnęła najwyższy 7 stopień w japońskiej skali Shindo - niszczący, co oznacza prawie całkowite zniszczenie budynków i infrastruktury murowanej, znaczące zniszczenia konstrukcji żelbetonowych, naruszenie konstrukcji stalowych, nieprzejezdne drogi oraz widoczne zmiany topografii (pofalowanie gruntu, uskoki) 137. Granica tzw. wstrząsów uszkadzających (5 w skali Shindo) obejmowała strefę ok km w głąb wyspy Honsiu. Około godziny 15:30 czasu lokalnego w nabrzeża rejonu Thoku i Kanto uderzyło tsunami, zalewając obszar około 500 km 2, w tym 327 km 2 prefektury Miyagi, 112 km 2 prefektury Fukushima oraz 58 km 2 prefektury Iwate. Jak podały źródła japońskie 138, maksymalna wysokość fali w pobliżu epicentrum przewyższała 35 m, dochodząc przy nadbrzeżach do wysokości ponad 10 m 139. Bilans tego kataklizmu przedstawiał się następująco 140 : Zabitych lub zaginionych osób 141, Rannych lub okaleczonych osób, Pozbawionych własnego dachu nad głową w dniu 12 marca około osób, 1,2 miliona budynków mieszkalnych zniszczonych lub uszkodzonych, zniszczonych budynków użyteczności publicznej, zniszczonych fragmentów dróg, 280 zniszczonych odcinków trakcji kolejowej (1 680 zniszczonych przez tsunami), gospodarstw odciętych od dopływu gazu, gospodarstw odciętych od prądu oraz przerwanych linii telefonicznych. O godz. 15:41 czasu lokalnego fala tsuami, o wysokości szacowanej na m (Rys. 4.51), uderzyła w EJ Fukushima Dai-ichi, przelała się przez o wiele za niski falochron (obliczony na falę o max wysokości 5,7 m) zalewając teren elektrowni na głębokość 4-5 m, jednocześnie niszcząc szereg układów i urządzeń istotnych dla bezpieczeństwa, w tym systemów bezpieczeństwa. 137 Zembaty, Z.; Chmielewski, T.: Opisowe intensywności trzęsień ziemi i możliwości ich stosowania do oceny wstrząsów górniczych, Inżynieria i Budownictwo, 2002, R. 58, nr 9, s Geospatial Information Authority of Japan, No.5 Report on approximate inundated area, May Z tym, że w rejonie Elektrowni Jądrowej Fukushima Dai-ichi wysokość fail tsumami oszacowano na aż ok. 15 m. 140 Report of Japanese Gov. Report of the Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety The Accident at TEPCO s Fukushima Nuclear Power Stations, June 2011, Nuclear Emergency Response Headquarters Government of Japan

200 Rys Uderzenie fali tsunami w EJ Fukushima Dai-chi. [VGB Power Tech 142 ]. Rys Stan japońskich elektrowni jądrowych po trzęsieniu ziemi r. [Japan Atomic Industry Forum]. Z pięciu elektrowni jądrowych znajdujących się w rejonie trzęsienia ziemi (Rys. 4.52) w czterech udało się reaktory wychłodzić i opanować sytuację bez szkód. 142 Earthquake and Tsunami in Japan on March 11, 2011 and Consequences for Fukushima and other Nuclear Power Plants. Status: April 15, VGB Power Tech: Dr.-Ing. Ludger Mohrach, Thomas Linnemann, Georg Schäfer, Guido Allana. 200

201 Natomiast elektrowni Fukushima Dai-ichi z trzema pracującymi pełną mocą blokami 1, 2 i 3 oraz blokiem 4, w którym przeprowadzano prace konserwacyjne nie udało się uratować. W trakcie remontu były także bloki 5 i 6 tej elektrowni położone opodal, na których sytuację udało się jednak opanować. Jednak równie ważne jak przyczyny bezpośrednie a być może nawet ważniejsze były przyczyny pośrednie tej awarii, którymi są błędy i zaniechania ludzi i instytucji odpowiedzialnych za zapewnienie bezpieczeństwa elektrowni jądrowych. Źle wybrano lokalizację tej elektrowni nie tylko w rejonie dużych zagrożeń sejsmicznych ale przede wszystkim zagrożeń tsunami, a co gorsza błędnie oszacowano maksymalną projektową wysokość fali tsunami: na 5,7 m 143, podczas gdy w rzeczywistości po trzęsieniu ziemi r. fala tsunami w rejonie osiągnęła m. Nie wprowadzono niezbędnych ulepszeń i środków bezpieczeństwa, a w szczególności: - zabezpieczeń przeciwpowodziowych chroniących przed zalaniem w tym w szczególności przez falę tsunami teren elektrowni, jak również (dodatkowo) określone obiekty mające żywotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa; - dodatkowych (wtórnych) systemów bezpieczeństwa umieszczonych w budynkach (typu bunkrowego) zabezpieczonych przed zalaniem (szczelnych lub umieszczonych wystarczająco wysoko) 144, które zapewniałyby bezpieczeństwo elektrowni nawet w razie wystąpienia skrajnych zagrożeń naturalnych; - pasywnych systemów i urządzeń zwłaszcza mieszania atmosfery obudowy bezpieczeństwa i rekombinacji wodoru; - nie zmodernizowano odpowiednio układów upuszczania gazów z obudowy bezpieczeństwa tak, by możliwe było ich bezproblemowe użycie w warunkach ciężkiej awarii, przy braku zasilania w energię elektryczną i sprężone powietrze. Za powyższe zaniedbania winę ponosi nie tylko właściciel i eksploatator EJ Fukushima (Tokyo Electric Power Corporation TEPCO), ale także i japoński Dozór Jądrowy. Funkcje dozorowe w Japonii były sprawowany przez aż 3 jednostki organizacyjne: - Nuclear Safety Commission (NSC) podległa Biuru Rady Ministrów (CAO); - Nuclear & Industrial Safety Agency (NISA) to główna instytucja dozoru jądrowego, podległa Ministerstwu Gospodarki, Handlu i Przemysłu (METI); - Nuclear Safety Division komórka organizacyjna Ministerstwa Szkolnictwa, Kultury, Sportu, Nauki i Techniki (MEXT). A więc nie dość, że funkcje dozoru jądrowego były rozczłonkowane, to jeszcze jednostki organizacyjne dozoru były niewłaściwie podporządkowane organizacyjnie, zwłaszcza główna agencja dozoru (NISA) Ministerstwu Gospodarki, Handlu i Przemysłu, które przecież odpowiada za promocję i rozwój energetyki jądrowej. W takiej formule organizacyjnej japoński dozór okazał się nieskuteczny w egzekwowaniu wymagań bezpieczeństwa jądrowego. W 2012 r. dozór jądrowy został w Japonii radykalnie przeorganizowany i obecnie składa się on z dwóch nowych jednostek podporządkowanych Ministrowi Środowiska: Nuclear Safety Advisory Commitee oraz Nuclear Safety Agency. 143 Projektową wysokość fali tsunami 5,7 m określono po ponownej ocenie w 2002 r., natomiast pierwotna projektowa wysokość została określona na poziomie zaledwie 3,1 m! 144 Takie właśnie ulepszenia bezpieczeństwa zastosowano w szeregu europejskich EJ zlokalizowanych w rejonach zagrożeń powodziowych. 201

202 4.9.3 Przebieg i skutki awarii EJ Fukushima Dai-ichi Przebieg awarii W wyniku niezwykle silnego wstrząsu sejsmicznego, w dniu r. o godz. 14:46 czasu lokalnego, reaktory bloków 1-3 EJ Fukushima Dai-ichi pracujących wówczas na pełnej mocy zostały automatycznie wyłączone (przez systemy zabezpieczeń). Jednocześnie zostały uszkodzone wszystkie 4 linie elektroenergetyczne łączące tę elektrownię z zewnętrzną siecią elektroenergetyczną, co oznaczało utratę zasilania elektrycznego prądem przemiennym ze źródeł zewnętrznych. Na wszystkich blokach automatycznie uruchomiły się jednak awaryjne agregaty prądotwórcze zasilane silnikami diesla, zapewniając zasilanie systemów bezpieczeństwa i odprowadzanie ciepła powyłączeniowego ze wszystkich reaktorów oraz chłodzenie basenów wypalonego paliwa. Pomimo ekstremalnie wysokiej amplitudy i przyśpieszeń wstrząsów sejsmicznych, nie wykryto poważniejszych uszkodzeń spowodowanych przez trzęsienie ziemi i sytuacja była wówczas jeszcze pod pełną kontrolą. Jednakże o godz. 15:41 czasu lokalnego w EJ Fukushima Dai-ichi uderzyła fala tsuami o wysokości szacowanej na m, przelała się przez o wiele za niski falochron, zalewając teren elektrowni na głębokość 4-5 m (Rys i 4.54). Rys Zalanie terenu w rejonie 1-go bloku EJ Fukushima Dai-ichi. [VGB Power Tech]. Tsunami zniszczyło ujęcie i pompownię wody chłodzącej (położone za falochronem) i zmyło zbiornik magazynowy oleju napędowego, zanieczyszczona woda morska wdarła się poprzez otwarte kanały rurociągów i kabli do budynku maszynowni zalewając awaryjne agregaty dieslowskie (położone poniżej terenu elektrowni!), rozdzielnie elektryczne systemów bezpieczeństwa, akumulatornie oraz inne urządzenia ważne dla bezpieczeństwa (Rys i 4.55). 202

203 Rys Zalanie terenu i obiektów EJ Fukushima Dai-ichi przez falę tsunami. [AREVA: Facts About the Fukushima Accident (from Public Sources). March, 2012]. Rys Zniszczenia na terenie EJ Fukushima Dai-ichi. [VGB Power Tech]. Ocalały tylko dwa agregaty dieslowskie, z których jeden był jednak niezdatny do użytku z uwagi na zalaną rozdzielnię, a drugi zasilał reaktory w blokach 5 i 6 (wyłączone ze względu na konserwację) i nie udało się go przełączyć na zasilanie układów chłodzenia reaktorów 1-3. W efekcie na blokach 1-2 nastąpił całkowity black-out (baterie akumulatorów były dyspozycyjne na blokach 3-6), oraz całkowicie utracono możliwość odprowadzania ciepła powyłączeniowego do ostatecznego ujścia (tj. Oceanu Spokojnego). 203

204 Rys Uszkodzenia układów i urządzeń EJ Fukushima w wyniku trzęsienia ziemi i tsunami [AREVA: Facts About the Fukushima Accident (from Public sources as of May 21, 2011). June, 2011]. W tej sytuacji odbiór ciepła z rdzeni reaktorów możliwy był lecz tylko przez ograniczony czas jedynie 145 z wykorzystaniem układów chłodzenia rdzenia w stanie odciętym (RCIC, patrz pkt ) lub wysokociśnieniowych układów wtrysku chłodziwa (HPCI, patrz pkt ). Układy te as4nie zapewniały jednak odprowadzenia ciepła z obudowy bezpieczeństwa do ostatecznego ujścia (Oceanu Spokojnego lub atmosfery), lecz jedynie przenoszenie ciepła z rdzenia reaktora do kondensatorów wodnych w obudowach bezpieczeństwa, co skutkowało wzrostem temperatury wody w tych kondensatorach. Najgorsza sytuacja powstała od razu na bloku 1-szym, na którym nie udało się uruchomić turbopompy układu HPCI, zaś pasywny układ RCIC (z kondensatorem) okazał się nieefektywny i po ok. 50 minutach od uderzenia tsunami odprowadzanie ciepła z reaktora ustało. Rys Chłodzenie reaktorów 2. i 3. z wykorzystaniem turbopomp. [AREVA: Matthias Braun, The Fukushima Daiichi Incident.] 145 Nie było możliwe wykorzystanie niskociśnieniowego układu awaryjnego chłodzenia rdzenia ze względu na utratę zewnętrznego układu chłodzenia (wody ruchowej odpowiedzialnej) chłodzącego wymiennik ciepła RHR. 204

205 Rys Zrzut pary z reaktora do kondensatora wodnego w torusie obudowy bezpieczeństwa. [AREVA: Matthias Braun, The Fukushima Daiichi Incident.] Natomiast na blokach 2 i 3 (Rys. 4.55) udało się uruchomić turbopompy bądź to układu RCIC (blok 2 i 3) bądź układu HPCI (blok 3). Układy pomiarów i sterowania turbopomp wymagały jednak zasilania elektrycznego (z baterii akumulatorów), a ponadto temperatura zasysanej wody musiała być niższa od 100 C. W efekcie turbopompy przestały działać i zostało przerwane odprowadzanie ciepła z reaktorów: najpierw bloku o godz. 2:44 (z powodu wyczerpania się baterii akumulatorów), a następnie bloku o godz. 13:25 (z powodu uszkodzenia pompy). W tej sytuacji rdzenie reaktorów 1-3 zaczęły się przegrzewać, w zbiornikach reaktorów wzrosła temperatura i ciśnienie co spowodowało otwarcie się zaworów bezpieczeństwa na rurociągach parowych i zrzut pary do kondensatorów wodnych w torusie na dole obudowy bezpieczeństwa (Rys. 4.56). Wskutek tego poziom wody w zbiornikach reaktorów wciąż się obniżał i w końcu doszło do odsłonięcia rdzeni reaktorów 1-3. Próby zalania rdzeni reaktorów wodą (najpierw morską później słodką) skończyły się niepowodzeniem. Znajdujące się w nich pręty paliwowe zaczęły się topić. Gorące paliwo spłynęło na dno zbiorników reaktorów. W reaktorach 2 i 3 zbiorniki nie przetopiły się, ale przez otwory technologicznie w dnie prawdopodobnie doszło do wycieków do wnętrza pierwotnej obudowy bezpieczeństwa. W reaktorze 1 stopione paliwo przepaliło zbiornik i trafiło do chłodzonego wodą basenu wewnątrz pierwotnej obudowy bezpieczeństwa. Obudowy bezpieczeństwa 1. i 3. reaktora pozostały jednak nieuszkodzone. W temperaturze powyżej 900 C cyrkon, z którego wykonane są koszulki paliwowe, zaczyna reagować z wodą, a w wyniku tej reakcji wydzielane są duże ilości wodoru, co skutkowało wzrostem ciśnienia w obudowie bezpieczeństwa. Wodór powinien być spalany w rekombinatorach wodoru, ale w tej elektrowni wymagały one dopływu energii elektrycznej (w nowych elektrowniach działają one pasywnie, bez dopływu energii z zewnętrz). Zawartość wodoru i ciśnienie pary wewnątrz budynków reaktorów rosły. Przy ciśnieniach w obudowach powyżej 0,9 MPa(abs) personel elektrowni zdołał otworzyć zawory układu kontrolowanego upuszczania gazów (przez komin wentylacyjny). Jednakże znaczące ilości wodoru przedostały się przez różne nieszczelności w konstrukcji obudowy bezpieczeństwa i układu kontrolowanego upuszczania gazów do zamkniętych hali budynków reaktorów 1. i 3. Rys Detonacja wodoru w budynku reaktora 1. i 3. [AREVA: Matthias Braun, The Fukushima Daiichi Incident.] 205

206 Na bloku 4., który był w trakcie remontu z całym paliwem jądrowym wyładowanym z rdzenia do basenu wypalonego paliwa, znajdującego się ponad pierwotną obudową bezpieczeństwa na skutek braku chłodzenia temperatura wody w basenie wypalonego paliwa zaczęła rosnąć, następnie doszło do jej wrzenia i wyparowywania. W konsekwencji poziom wody w basenie obniżał się aż doszło do odsłonięcia elementów paliwowych, ich silnego przegrzania i reakcji cyrkonu z wodą z wydzielaniem się wodoru do hali budynku reaktora (Rys. 4.59). Wodę w basenie wypalonego paliwa 4. bloku próbowano najpierw uzupełniać zrzutami ze śmigłowców i za pomocą działek wodnych (co okazało się nieskutecznie), a następnie za pomocą wysokociśnieniowych pomp do betonu. W wyniku reakcji wodoru z tlenem zawartym w powietrzu, doszło w końcu do serii konwencjonalnych detonacji w budynkach reaktorów: 1. bloku: o godz. 15:36 (Rys. 4.57); 3. bloku: o godz. 11:01 tj. 43 godz. później (Rys. 4.57); Rys Detonacja wodoru w torusie obudowy bezpieczeństwa 2. reaktora [AREVA: Matthias Braun, The Fukushima Daiichi Incident.] 2. bloku: o godz. 6:00 tj. 19 godz. później tu wybuch nastąpił w toroidalnym zbiorniku kondensatora wodnego u dołu pierwotnej budowy bezpieczeństwa, najprawdopodobniej powodując rozszelnienie tej obudowy (Rys. 4.58); 4. bloku: w tym samym czasie co 2. bloku. Zwłaszcza uszkodzenie torusa obudowy bezpieczeństwa reaktora 2. bloku w wyniku detonacji wodoru, oraz przegrzanie i częściowe stopienie się paliwa jądrowego w basenie wypalonego paliwa 4. bloku (na wolnym powietrzu praktycznie bez zatrzymywania substancji promieniotwórczych, zwłaszcza po zniszczeniu hali wskutek detonacji wodoru), skutkowały bardzo dużymi emisjami substancji promieniotwórczych do otoczenia i rozległymi skażeniami terenów szczególnie położonych w kierunku północno-zachodnim od elektrowni. Rys Topienie się paliwa jądrowego w basenie wypalonego paliwa 4. bloku [AREVA: Matthias Braun, The Fukushima Daiichi Incident.] 206

207 Stan budynków reaktorów 1-4 po wybuchach wodoru pokazano na Rys Patrząc od prawej widzimy: uszkodzony budynek reaktora 1. bloku, dalej budynek reaktora 2. bloku (ten z uszkodzonym torusem), oraz dwa najbardziej zniszczone budynki reaktorów 3. i 4. bloku. Rys Widok na uszkodzone budynki reaktorów 1-4 EJ Fukushima Dai-ichi. [MAEA2011]. Na Rys pokazano stan reaktorów i obudów bezpieczeństwa bloków 1. oraz 2 i 3 wg. ocen wykonanych w marcu 2012 r. Rys Stan reaktorów i obudów bezpieczeństwa bloków 1. oraz 2 i 3 EJ Fukushima Dai-ichi. [TEPCO]. Rdzeń 1. reaktora uległ całkowitemu stopieniu, a stopiony materiał rdzenia przepalił dennicę zbiornika reaktora i spłynął na beton na dnie pierwotnej obudowy bezpieczeństwa (Primary Contaiment Vessel - PCV) wtapiając się weń na głębokość ok. 65 cm, obudowa pozostała jednak nienaruszona. Z kolei w reaktorach 2. i 3. paliwo zostało mocno uszkodzone lecz 207

208 tylko niewielka jego część została stopiona i wypłynęła przez uszkodzenia w zbiorniku na beton w pierwotnej obudowie bezpieczeństwa oceniono, że penetracja betonu nie przekracza: 12 cm w przypadku reaktora 2, a 20 cm w przypadku reaktora 3. Reakcje stopionego rdzenia z betonem ustały, zaś paliwo i obudowa bezpieczeństwa są wystarczająco chłodzone. Sytuację w elektrowni ustabilizowano na początku kwietnia 2012 r., kiedy to udało się odremontować linie zasilające wysokiego napięcia. Do końca maja przeprowadzono szereg akcji prewencyjnych (np. wypełnianie azotem obudów bezpieczeństwa w celu wyparcia ew. powstającego wodoru), zalanie reaktorów 1-3 wodą, konstrukcja dodatkowych osłon, itd.) Skutki radiologiczne awarii Chociaż w żadnym reaktorze bloków 1-3 stopione paliwo nie wydostało się poza obudowę bezpieczeństwa, to awaryjne upusty gazów i pary, eksplozje wodoru 146, oraz przegrzanie i znaczne uszkodzenie paliwa znajdującego się w basenie wypalonego paliwa 4-go bloku, spowodowały uwolnienie do atmosfery znacznych ilości substancji promieniotwórczych. W tym czasie z powodu braku zasilania nie działały żadne urządzenia monitorujące otoczenie elektrowni, dlatego aktywność uwolnioną do atmosfery oszacowały dwie niezależne grupy ekspertów NISA (Nuclear Industrial Safety Agency) i NSC (Nuclear Safety Commission) na podstawie dostępnych zapisów zmian ciśnienia i temperatury i poziomu radiacji w zbiornikach reaktorów bloków 1-3 oraz obliczeń modelowych stopnia stopienia i zniszczenia rdzeni, a także uszkodzenia paliwa składowanego w basenie wypalonego paliwa 4-go bloku. Wyniki tych ocen zestawiono w Tabeli 4.1, w której dla porównania podano również aktywność uwolnioną do powietrza 26 kwietnia 1986 r w Czarnobylu. Z przedstawionego porównania wynika, że aktywność uwolniona do atmosfery reaktorów 1-3 EJ EJ Fukushima Dai-ichi stanowiła około 10% aktywności uwolnionej z 4-tego bloku EJ w Czarnobylu 26 kwietnia 1986 r. niemniej jednak awarię w EJ Fukushima Dai-ichi ostatecznie zakwalifikowano jako awarię stopnia 7 w skali INES 147, biorąc pod uwagę uwolnienia powyżej 5 x Tabela 1.1. Wstępnie oszacowana sumaryczna 149 aktywność uwolniona do powietrza z elektrowni Fukushima Dai-ichi i z Czarnobyla [Bq] Izotop promieniotwórczy EJ Fukushima Dai-ichi bloki energetyczne nr 1,2,3 NISA 150 Nuclear Industrial Safety Agency NSC Nuclear Safety Commission EJ Czarnobyl blok energetyczny nr 4 IAEA (1) I-131 1,3 x ,5 x ,8 x Cs-137 6,1 x ,2 x ,5 x (2) Cs (ekwiwalent I-131) 2,4 x ,8 x Razem (1+2) 3,7 x ,3 x ,2 x Detonacja wodoru w torusie najprawdopobniej spowodowała uszkodzenie pierwotnej obudowy bezpieczeństwa reaktora 2-go bloku. 147 Międzynarodowa skala zdarzeń jądrowych i radiologicznych (ang. International Nuclear Event Scale, INES), nazywana także skalą INES stworzona przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej skala do oceniania skutków awarii jądrowych oraz sprawnego i jednoznacznego informowania opinii publicznej o zdarzeniach w obiektach jądrowych. Skala obejmuje 7 punktów (0: odstępstwo, 1 3: incydenty, 4 7: awarie). 148 Report of Japanese Gov. Report of the Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety The Accident at TEPCO s Fukushima Nuclear Power Stations, June 2011, Nuclear Emergency Response Headquarters Government of Japan. 149 Z reaktorów bloków 1,2, Oszacowanie z dn. 12 kwietnia 2011 r w celu określenia skali INES. 151 Ekwiwalent I-131 dla Cs-137 mnożnik =

209 Ogółem, na 2367 osób biorących udział w akcjach ratowniczych podczas awarii EJ Fukushima Dai-ichi, 67% nie przekroczyło limitu rocznego 20 msv, a tylko 4,3% przekroczyło limit 5-letni 100 msv, przy czym 6 osób otrzymało dawki powyżej 250 msv (Rys. 4.62). Rys Rozkład dawek otrzymanych przez pracowników w EJ Fukushima Dai-chi. [AREVA: Facts About the Fukushima Accident (from Public Sources). March, 2012]. Stężenie aktywności w powietrzu szybko maleje w miarę jak chmura oddala się od punktu uwolnienia. W odległości 100 km stężenie będzie już mniejsze około razy, natomiast wzdłuż trajektorii chmury radioaktywnej pozostaje ślad na ziemi w postaci opadu promieniotwórczego. Promieniowanie zdeponowanych na powierzchni ziemi izotopów może znacząco zwiększyć moc dawki stając się źródłem narażenia dla osób przebywających na tym obszarze, w dłuższej skali czasowej dotyczy to przede wszystkim długożyciowych izotopów cezu Cs-137 i Cs-134. Obszar podwyższonych skażeń promieniotwórczych (Rys. 4.63) o powierzchni około 1500 km 2 i obwodzie 200 km rozciągał się w promieniu 60 km na północny zachód od EJ Fukushima Dai-ichi, obejmując osiem prefektur. Stężenia Cs-137 były zróżnicowane i zmieniały się od 15 MBq/m 2 do 0,3 MBq/m 2 (w Polsce najwyższe stężenia Cs-137 po awarii w Czarnobylu wyniosły ok. 50 kbq/m 2 i nie stanowiły żadnego zagrożenia). Stężenia Cs-134 są na podobnym poziomie. Z rozkładem przestrzennym stężeń w/w izotopów korelował rozkład mocy dawek zmieniający się w zakresie od 90 Sv/h do 1 Sv/h. Warto nadmienić, że moc dawki równa 1 Sv/h jest bliska wartościom promieniowaniu tła ziemskiego w niektórych krajach np. Norwegii czy Finlandii 152. Człowiek przebywający w ciągu przemieszczania się chmury, to jest przez trzy dni, na obszarze, gdzie 29 marca 2011 r. zmierzono największe skażenia, czyli 15 MBq/m 2 promieniotwórczego cezu Cs-137 i moc dawki 91 Sv/h, otrzymałby największe dawki od wchłonięć radioizotopów wskutek wdychania skażonego powietrza. 152 W Polsce promieniowanie tła wynosi około 0,1 Sv/h 209

210 Rys Mapy rozkładu mocy dawki (z lewej) oraz skażeń Cs-134 i Cs-137 w otoczeniu EJ Fukushima Dai-ichi 153. Wg oceny dr Krajewskiego, dyrektora CLOR 154, średnie (w okresie trzydniowych uwolnień) stężenie promieniotwórczych izotopów w powietrzu wynosiły: 19 kbq/m 3 dla Cs-137, 23 kbq/m 3 dla Cs-134, 200 kbq/m 3 dla I-131 oraz 4 kbq/m 3 Te-129m, a odpowiadająca tym wartościom dawka efektywna od wchłonięć drogą oddechową wynosiła 244 msv. Ponadto, otrzymano by dawkę zewnętrzną od chmury równą 1,5 msv oraz dawkę zewnętrzną od napromienienia radioizotopami zdeponowanymi na powierzchni ziemi równą 40 msv. Całkowita dawka wyniosłaby zatem około 285 msv, co prawie trzykrotnie przekracza limit narażenia wymagający ewakuacji. Podobne obliczenia pokazują, że na obszarach największego skażenia, 30 dniowa dawka zewnętrzna od promieniowania radioizotopów zdeponowanych na powierzchni ziemi wynosiła by 150 msv, natomiast na obszarach o 5 krotnie niższym poziomie skażeń, dawki nie przekroczyły by progu 30 msv. Osoba powracająca na obszar największego skażenia po 30 marca 2011 r., czyli po zniknięciu skażeń powietrza, otrzymałaby w ciągu roku dawkę 1000 msv, na pozostałych obszarach dawki były by mniejsze niż 200 msv. Aby uchronić ludność przed otrzymaniem tak wysokich dawek, rząd japoński słusznie podjął decyzje o ewakuacji, znacznie utrudnionej wskutek zniszczenia infrastruktury kraju przez trzęsienie ziemi i tsunami. Kataklizm, który wtedy nawiedził Japonię, unieruchomił prawie całą infrastrukturę monitoringu środowiska zarówno wewnątrz jak i na zewnątrz elektrowni Fukushima Dai-ichi. Dowodzący akcją interwencyjną, opierali się na informacjach o stanie reaktorów, które otrzymywali od operatorów elektrowni i na intuicji. 153 Results of Airborne Monitoring by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology and the U.S. Department of Energy. May 6, P. Krajewski: Skutki radiologiczne Fukushimy, V Szkoła Energetyki Jądrowej, NCBJ, maj

211 Scenariusz akcji interwencyjnej, obejmującej okoliczną ludność, rozwijał się następująco (Rys. 4.64): marca 20:15 zarządzono ewakuację w promieniu 2 km od Fukushima Dai-ichi ze względu na niestabilny stan reaktorów marca 21:23 Premier Rządu Japońskiego wydaje decyzję o zwiększeniu promienia ewakuacji do 3 km od Fukushima Dai-ichi oraz pozostanie w domach w promieniu 10 km od Fukushima Dai-ichi marca 5:44 z powodu pogarszającej się sytuacji w elektrowni i meldunków o wzrastającej temperaturze i ciśnieniu w reaktorach oraz ryzyku przegrzania rdzeni, szef NERH (Nuclear Emergency Response Headquarters) powiększa promień ewakuacji do 10 km od Fukushima Dai-ichi marca 18:25 następuje wybuch wodoru w budynku 1. reaktora 155, szef NERH zarządza ewakuację w promieniu 20 km od Fukushima Daiichi. (W promieniu 20 km przebywa około Rys Strefy ewakuacji wokół EJ Fukshima Dai-ichi stan na r. [AREVA: Facts About the Fukushima Accident (from Public Sources). March, 2012] mieszkańców, a ludność obszaru pomiędzy 20 i 30 km liczy mieszkańców oraz dodatkowo 700 osób ewakuowanych ze szpitali ze strefy 20 km.) marca 11:00 po serii eksplozji wodoru w budynkach reaktorów 3, 2 i 4, szef NERH w obawie przed dyspersją skażeń promieniotwórczych i potencjalnym ryzykiem dawek wewnętrznych od I-131 nakazuje pozostanie w domach w strefie km kwietnia znane są już wyniki pomiarów mocy dawki i skażeń powierzchniowych, Szef NERH ustanawia zakaz wstępu do 20 km od Fukushima Dai-ichi, tworząc tzw. Restricted Area, za samowolne wejście do strefy grożą wysokie grzywny kwietnia 27 maja 2011 r., szef NERH ustanawia warunki czasowego wstępu do poszczególnych rejonów w obrębie 20 km, a w promieniu 60 km w rejonach o podwyższonym skażeniu powierzchniowym wprowadza strefy planowanej ewakuacji. W rok po katastrofie, sytuacja na obszarach wokół elektrowni Fukushima Dai-ichi jest ustabilizowana, a trzy miejscowości w 20-kilometrowej strefie wokół elektrowni zostały zakwalifikowane do kategorii 156, zezwalającej na powrót mieszkańców. Są to Kawauchi i Tamura, a od połowy kwietnia Minamisoma. Obszary o największym poziomie promieniowania w tych miejscowościach pozostaną jednak nadal zamknięte. 155 W górnej części budynku reaktora ponad pierwotną obudową bezpieczeństwa. 156 Roczna dawka nie powinna przekroczyć 20 msv. 211

212 Mówiąc o ewakuacji ludności wokoło EJ Fukushima trzeba jednak pamiętać, że wskutek trzęsienia ziemi i tsunami około mieszkańców zostało pozbawionych własnego dachu nad głową i musiało przebywać w tymczasowych schronieniach Podsumowanie Awaria w EJ Fukushima Dai-ichi nastąpiła wskutek największego w historii Japonii trzęsienia ziemi i spowodowanego przez nie tsunami, którego wysokość przekroczyła dwukrotnie przewidywania ekspertów japońskich. Reaktory 1-4, które uległy zniszczeniu w EJ Fukushima Dai-ichi, były stare, projektowane przed pół wiekiem. Nie były one modernizowane tak jak reaktory europejskie, między innymi nie miały układów pasywnej autokatalitycznej rekombinacji wodoru, w jakie zgodnie z zaleceniami dozorów jądrowych niemieckiego i francuskiego 158 wyposażone zostały wszystkie reaktory w Europie i w krajach dawnego ZSRR. Ten brak doprowadził do przekroczenia dopuszczalnych koncentracji wodoru i do wybuchów, które zniszczyły konstrukcje wtórnych obudów bezpieczeństwa i spowodowały niekontrolowane wydzielenia produktów rozszczepienia. Przede wszystkim zaś, zbudowane dla nich wały ochronne były za niskie i brak było zabunkrowanych (tj. w umieszczonych szczelnym budynku odpornym na różne zagrożenia zewnętrzne) rezerwowych systemów bezpieczeństwa 2-go poziomu 159, wskutek czego fala tsunami zalała poprzez niezabezpieczone kanały rurociągowe i kablowe pomieszczenia generatorów awaryjnych i baterii akumulatorowych pozbawiając elektrownię zasilania elektrycznego z wszelkich źródeł. Mimo to, promieniowanie ze zniszczonych bloków nie spowodowało niczyjego zgonu ani zachorowania, a dawki otrzymane przez załogę pozostały zasadniczo w dopuszczalnych granicach za wyjątkiem 6 osób, które otrzymały dawki powyżej 250 msv ( msv), jednakże nie zagrażające ich życiu. Awaria taka jak w EJ Dai-chi nie będzie mogła zdarzyć się w Polsce ze względu na niewystępowawanie zagrożeń sejsmicznych o skali porównywalnej z Japonią (w tym zwłaszcza tsunami), oraz odporność rozwiązań projektowych nowoczesnych elektrowni jądrowych z reaktorami generacji III i III+ (a tylko takie mogą być budowane w Polsce zważywszy na najwyższe standardy bezpieczeństwa jądrowego wymagane w polskich przepisach) na wszelkie zagrożenia zewnętrzne F. Arnould: State Of The Art Of Passive Autocatalytic Recombiner (Parsoar) ftp://ftp.cordis.europa.eu/pub/fp5- euratom/docs/fisa2003_3-3_parsoar_en.pdf 159 Takie systemy zostały zastosowane w niektórych europejskich elektrowniach jądrowych, tam gdzie występuje podwyższone zagrożenie powodziowe. 212

213 4.10 Bibliografia 1. Zdzisław Celiński, Andrzej Strupczewski: Podstawy energetyki jądrowej. WNT Warszawa, Andrzej Strupczewski: Awarie reaktorowe a bezpieczeństwo energetyki jądrowej. WNT Warszawa, MW PWR KONVOI PLANT ISAR 2. Comprehensive Power Description. Siemens AG. Power Generation (KWU). 4. Mitsubishi US-APWR System Design & Safety Features. Mitsubishi Heavy Industries Ltd. DOE Technical Session. June 29, Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants. Report WASH-1400 (NUREG-75/014). U.S. Nuclear Regulatory Commission, Praca zbiorowa pod red. G. Ackermana (tłum: W. Hellmann, C. Dąbrowski): Eksploatacja elektrowni jądrowych. WNT, Warszawa

214 5 Wpływ energetyki jądrowej na środowisko i zdrowie człowieka Autorzy: mgr Włodzimierz Kołodziej mgr Waldemar Bonisławski 5.1 Wpływ działalności gospodarczej człowieka na środowisko Każdy z nas intuicyjnie czuje, że w wyniku prowadzenia działalności gospodarczej od tysięcy lat wpływamy na nasze środowisko naturalne, naruszając często w sposób zasadniczy warunki, do których w toku trwającej ewolucji przystosowały się poszczególny grupy organizmów żywych, wśród nich sam człowiek. Już nie tak powszechnie jednak przyjmujemy do wiadomości fakt, że zmiany w środowisku przynosi każda działalność człowieka, zarówno produkcja energii, jak i uprawa ziemi, hodowla zwierząt, czy wytwarzanie podstawowych produktów spożywczych. Rys Wielkość rocznego zużycia energii na jednego osobnika w różnych okresach rozwoju człowieka i cywilizacji. Ciągły rozwój cywilizacji, przynosząc wymierne korzyści w postaci przedłużania długości i komfortu naszego życia, wywołuje również narastającą presję na otoczenie. Przykładem jest schemat przedstawiający dynamikę wzrostu zużycia energii przez człowieka na przestrzeni dziejów, czynnika cywilizacyjnego związanego niezmiennie z istotnym oddziaływaniem na środowisko naturalne. Chociaż nasza wiedza na temat wzajemnych oddziaływań cywilizacja człowiek środowisko nie jest pełna, to jednak z dużym prawdopodobieństwem założyć można, że w co najmniej podobny sposób kształtował się stopień obciążenia środowiska w wyniku produkcji energii niezbędnej do życia człowieka na poszczególnych etapach jego rozwoju cywilizacyjnego. Część aktywnie walczących obrońców środowiska ulega iluzji, że istnieją technologie obojętne dla naszego naturalnego otoczenia. Tak jak nie istnieje piekarnia nie korzystająca z energii cieplnej, tak nie ma też instalacji do produkcji energii nie obciążającej środowiska na którymś z etapów jej budowy lub eksploatacji. Nie znamy również obecnie technik, które zapewniłyby zupełną eliminację odpadów, ścieków i emisji zanieczyszczeń do środowiska. Za nierealną mrzonkę uznać należy również stwierdzenie, że świadomie zrezygnujemy z obecnego poziomu życia i ciągłej poprawy jego warunków 214

215 poprzez ograniczanie konsumpcji energii i dóbr materialnych, których wytwarzanie nieodmiennie związane jest z większym lub mniejszym oddziaływaniem na środowisko. Przemysł paliwowo-energetyczny był od zawsze i jest obecnie jednym z najsilniej oddziaływujących na środowisko sektorów gospodarki. Jego negatywne oddziaływanie na warunki naturalne i ekosystemy sprowadzić można do trzech rodzajów przekształceń: geomechanicznych, hydrologicznych, oraz chemicznych i radiologicznych. Przekształcenia geomechaniczne odnoszą się głównie do wierzchnich warstw skorupy ziemskiej (eksploatacja kopalin), a najsilniej zaznaczają się w środowisku glebowym prowadzą do całkowitego zniszczenia gleb, albo mechanicznego ich uszkadzania. Szczególnie widoczne jest to np. w stratach użytków rolnych na skutek odkrywkowego wydobycia węgla brunatnego. Sama energetyka prowadzi do zajmowania dużych przestrzeni terenu pod budynki siłowni i związaną z nimi infrastrukturę, szczególnie w przypadku dużych hydroelektrowni. Do przekształceń geomechanicznych zaliczyć należy również zajmowanie dużych obszarów pod hałdy odpadów wydobywczych i paleniskowych, prowadzące do zmian krajobrazowych Przekształcenia hydrologiczne to przesuszenia i zawodnienia terenu. Sektor paliwowoenergetyczny z jednej strony ma najwyższy udział w przemysłowym zużyciu wody, a z drugiej strony drenujące działanie wyrobisk górniczych i systemów odwadniających kopalń doprowadza do znacznych zmian stosunków wodnych i przesuszeń ogromnych terenów lasów i użytków rolnych. Eksploatacja elektrowni cieplnych: konwencjonalnych i jądrowych, prowadzi także do emisji ciepła do otoczenia, którego odbiornikiem w większości przypadków są wody powierzchniowe. Oddziaływania chemiczne i radiologiczne dotyczą głównie emisji zanieczyszczeń do powietrza, wód i gruntów. Przemysł energetyczny jest źródłem zanieczyszczenia powietrza atmosferycznego: gazami ze spalania paliw kopalnych: dwutlenkiem siarki, tlenkami azotu, tlenkami węgla, węglowodorami i ich pochodnymi, pyłem z wydobycia i spalania paliw, metalami ciężkimi i radionuklidami pochodzenia naturalnego, a w przypadku elektrowni jądrowych: radionuklidami w postaci ciekłej i gazowej (głównie radioaktywnymi gazami szlachetnymi). Eksploatacja obiektów energetycznych i urządzeń oczyszczających spaliny prowadzi również do wytwarzania ścieków i dużych ilości odpadów zawierających m.in. toksyczne metale, naturalne i sztuczne pierwiastki promieniotwórcze, substancje ropopochodne. Zanieczyszczenia te migrują do gruntów i wód, a w konsekwencji wpływają na jakość spożywanej przez nas żywności i stan zdrowia ludzi. Wykorzystanie paliw kopalnych w procesach spalania związane jest nie tylko ze zużyciem cennych, nieodnawialnych surowców naturalnych, ale również towarzyszy mu ogromne zużycie tlenu. Problem ten w mniejszym stopniu dotyczy odnawialnych źródeł energii (OZE). Pamiętać należy jednak, że także te źródła wymagają zużycia dużych ilości surowców naturalnych i energii, niezbędnych do produkcji i transportu materiałów budowlanych i instalacyjnych betonu, stali, szkła, tworzyw sztucznych itp. W rachunku ciągnionym kosztów środowiskowych produkcji czystej energii z OZE uwzględnić należy więc również obciążenie środowiska spowodowane produkcją tych materiałów i budową elektrowni, a wtedy produkowana w odnawialnych źródłach energia staje się mniej czysta, szczególnie po przeliczeniu ilości emitowanych zanieczyszczeń na jednostkę wyprodukowanej energii (ze względu na stosunkowo niską gęstość energii wytwarzanej w OZE). 215

216 Jak z tego widać każdy sposób pozyskiwania energii ma swoje wady i zalety. Skrótowo przedstawiono je w tabeli 5.2. Tabela 5.2. Wady i zalety różnych źródeł produkcji energii Źródło energii Wady Zalety Ropa naftowa Węgiel kamienny i brunatny Gaz ziemny Energia jądrowa PALIWA NIEODNAWIALNE Możliwe poważne awarie podczas wydobycia paliwa Możliwe awarie i wycieki podczas transportu Zagrożenie pożarem i wybuchem Emisje tlenków siarki, azotu i węgla podczas spalania Zużycie tlenu i emisja CO 2 Wysokie koszty wytwarzania energii (drogie paliwo) Uzależnienie od importu paliwa Zajęcie dużych terenów i ich dewastacja przy wydobyciu paliwa Duże zagrożenie życia i zdrowia ludzi w wyniku awarii przy wydobyciu paliwa Energochłonny transport paliwa Emisje tlenków siarki, azotu i węgla, oraz pyłów podczas spalania Zużycie tlenu i emisja CO 2 Bardzo duże ilości stałych odpadów paleniskowych (popiół i żużel) Możliwe poważne awarie podczas wydobycia i transportu paliwa gazociągami Skomplikowany sposób i możliwe awarie podczas transportu gazu skroplonego Zagrożenie pożarem i wybuchem Emisje tlenków azotu i węgla podczas spalania Zużycie tlenu i emisja CO 2 Wysokie koszty wytwarzania energii wrażliwe na zmiany cen paliwa (szybko rosnące i trudne do prognozowania) Uzależnienie od importu paliwa (rynek zmonopolizowany, implikacje polityczne) Zagrożenie skażeniem promieniotwórczym na poszczególnych etapach produkcji i transportu paliwa Uwolnienia substancji promieniotwórczych podczas eksploatacji elektrowni Konieczność stosowania kosztownych środków zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej Skomplikowane technicznie i dość kosztowne sposoby magazynowania odpadów promieniotwórczych Łatwa dystrybucja rurociągami i magazynowanie Możliwość bezpośredniego wykorzystania Brak dużych ilości odpadów stałych Znaczna wielkość potencjalnych zasobów paliwa Łatwość magazynowania Możliwość bezpośredniego wykorzystania Łatwość wykorzystania, niskie koszty instalacji Możliwość bezpośredniego wykorzystania Brak odpadów stałych Podczas eksploatacji bardzo małe emisje zanieczyszczeń Brak zużycia tlenu i emisji gazów cieplarnianych Bardzo mała awaryjność Bardzo małe zużycie paliwa i ilości odpadów Brak konieczności masowego transportu paliwa i odpadów Wysoka koncentracja energii Niskie koszty wytwarzania energii elektrycznej 216

217 ODNAWIALNE FORMY ENERGII Energia wodna Energia wiatrowa Zajmowanie dużych powierzchni terenu Zużycie bardzo dużych ilości materiałów budowlanych i energii na ich wytworzenie i transport Zakłócenia stosunków wodnych i ekosystemów wodnych Poważne skutki potencjalnych awarii dużych zapór wodnych Zajmowanie dużych powierzchni terenu Zużycie bardzo dużych ilości materiałów budowlanych i energii na ich wytworzenie i transport Mała koncentracja wytwarzanej energii Duża zmienność i nieprzewidywalność produkcji: konieczność rezerwowania mocy, oraz magazynowania energii Negatywny wpływ na krajobraz oraz ptaki Emisje drgań i hałasu Krótki resurs eksploatacji (do 20 lat) Brak zużycia paliw Brak procesów spalania, zużycia tlenu i emisji zanieczyszczeń do powietrza Brak odpadów poprodukcyjnych Brak zużycia paliwa Brak procesów spalania, zużycia tlenu i emisji zanieczyszczeń do powietrza Brak odpadów poprodukcyjnych z eksploatacji instalacji Energia słoneczna Energia biomasy Energia geotermalna Zajmowanie dużych powierzchni terenu Zużycie bardzo dużych ilości specyficznych materiałów budowlanych i energii na ich wytworzenie i transport Mała koncentracja wytwarzanej energii niskotemperaturowej i konieczność jej magazynowania Bardzo wysokie koszty wytwarzania energii Zajmowanie dużych powierzchni terenu na uprawy roślin stanowiących paliwo, wyłączenie ich z produkcji rolnej Emisja gazów spalinowych z procesów spalania Wytwarzanie sporych ilości odpadów Mała koncentracja wytwarzanej energii Wysokie koszty wytwarzania energii (zwłaszcza elektrycznej) Ograniczona terytorialnie możliwość zastosowania Konieczność wykonywania bardzo głębokich odwiertów w dużej skali Mała koncentracja wytwarzanej energii niskotemperaturowej Praktyczna nieprzydatność do wytwarzania energii elektrycznej (niskie temperatury geopłynu) Brak zużycia paliwa Brak procesów spalania, zużycia tlenu i emisji zanieczyszczeń do powietrza Brak odpadów poprodukcyjnych z eksploatacji instalacji Brak zużycia surowców kopalnych Równoważenie ilości powstającego przy spalaniu CO 2 pochłanianiem go w procesie produkcji paliwa roślinności Ograniczanie ilości składowanych odpadów komunalnych i rolnych przy ich wykorzystaniu jako paliwa Brak zużycia paliwa Brak procesów spalania, zużycia tlenu i emisji zanieczyszczeń do powietrza Brak odpadów poprodukcyjnych z eksploatacji instalacji 217

218 Jak na tym tle wygląda oddziaływanie energetyki jądrowej na środowisko? Tak jak każda działalność człowieka zaburza ona środowisko naturalne. W fazie budowy obiekty jądrowe wymagają stosowania dużych ilości materiałów budowlanych (beton, stal). W fazie eksploatacji wprowadzają do środowiska gazowe i ciekłe izotopy promieniotwórcze oraz ciepło odpadowe z procesów termodynamicznych. Produkcja energii w elektrowniach jądrowych powoduje także wytwarzanie odpadów radioaktywnych w postaci wypalonego paliwa oraz innych materiałów o mniejszym stopniu radioaktywności. W odróżnieniu jednak od elektrowni konwencjonalnych eksploatacja reaktorów jądrowych nie powoduje zużycia tlenu i co jeszcze istotniejsze nie prowadzi do emisji gazów spalinowych - w szczególności dwutlenku węgla i innych gazów odpowiedzialnych za efekt cieplarniany. Ilości zanieczyszczeń wprowadzanych do powietrza i odpadów są również nieporównywalnie mniejsze od obiektów konwencjonalnych. Za najpoważniejsze zagrożenie, jakie niesie za sobą stosowanie technologii jądrowych do produkcji energii, powszechnie uznawane jest narażenie pracowników elektrowni i populacji zamieszkujących okolice obiektów jądrowych na promieniowanie jonizujące. Jest to czynnik, o którym wiedza społeczeństwa jest stosunkowo niewielka, a zagrożenia z nim związane obrosły wieloma mitami. W dalszym ciągu tego opracowania postaramy się przedstawić fakty dotyczące istoty promieniowania jonizującego, obecności naturalnych i sztucznych źródeł promieniowania w naszym życiu, metod jego pomiarów i oceny ryzyka narażenia, a także skutków oddziaływania promieniowania jonizującego na organizmy żywe, w szczególności jego wpływu na zdrowie i życie człowieka. Wiedza ta może okazać się i powinna być przydatna przy świadomym wyborze rodzaju technologii produkcji energii. Pozwolić powinna na dokonanie tego wyboru z zachowaniem obowiązującej obecnie w ochronie środowiska zasady zrównoważonego rozwoju, przez co rozumie się: taki rozwój społeczno-gospodarczy, w którym następuje proces integrowania działań politycznych, gospodarczych i społecznych, z zachowaniem równowagi przyrodniczej oraz trwałości podstawowych procesów przyrodniczych, w celu zagwarantowania możliwości zaspokajania podstawowych potrzeb poszczególnych społeczności lub obywateli zarówno współczesnego pokolenia, jak i przyszłych pokoleń Promieniowanie jonizujące Co to jest promieniowanie? Ze zjawiskiem promieniowania mamy do czynienia na co dzień. Promieniowaniem jest docierające do nas ciepło, światło, fale radiowe. Ogólnie nazwą tą określa się proces wysyłania i przenoszenia energii na pewną odległość ze źródła promieniowania do odbiornika. Zjawisko to istniało od zawsze, od początków Kosmosu, a naturę jego poznajemy stopniowo wraz z rozwojem nauki i techniki. Najbardziej znanym rodzajem promieniowania jest promieniowanie elektromagnetyczne. Ma ono charakter fal elektromagnetycznych, chociaż w zakresie wysokich częstotliwości operuje się już często pojęciem kwantów o energii odpowiadającej określonej częstotliwości fali. Naszymi zmysłami jesteśmy w stanie postrzegać bezpośrednio jedynie dość wąski fragment widma promieniowania elektromagnetycznego, jednakże za pomocą odpowiednich urządzeń potrafimy rejestrować, i co najważniejsze wykorzystywać do celów naukowych, medycznych i gospodarczych, praktycznie całe, bardzo szerokie spektrum tego promieniowania. Jest to 160 Ustawa z dnia 27 kwietnia 2001 r. Prawo ochrony środowiska (tekst jedn. Dz. U r. Nr 25, poz. 150 z późn. zm.). 218

219 widmo ciągłe, ale dla naszej wygody i ze względu na tradycję techniczną podzielono je umownie na kilkanaście zakresów. Prezentowany rysunek przedstawia ten podział całego spektrum promieniowania elektromagnetycznego na poszczególne fragmenty, przykłady zjawisk z jakimi mamy do czynienia przy działaniu promieniowania o określonej częstotliwości, przykłady urządzeń wytwarzających lub wykorzystujących poszczególne zakresy długości fal elektromagnetycznych. Promieniowanie elektromagnetyczne o najkrótszych długościach fali jest pochodzenia jądrowego, powstaje podczas reakcji jądrowych zachodzących np. na naszym Słońcu i innych gwiazdach, i dociera do nas jako promieniowanie kosmiczne. Takie samo wysokoenergetyczne promieniowanie gamma, bo tak je nazywamy, powstaje też w czasie reakcji jądrowych przeprowadzanych na Ziemi, np. w reaktorach jądrowych, jego źródłem są jądra izotopów promieniotwórczych. Podobną naturę i długości fal elektromagnetycznych ma promieniowanie X wytwarzane przez lampy rentgenowskie, szeroko wykorzystywane w medycynie i przemyśle. Zakres promieniowania elektromagnetycznego o większych długościach fal nazywamy promieniowaniem nadfioletowym. Nazwa ta wzięła się stąd, że zakres ten sąsiaduje ze światłem o barwie fioletowej, posiada tylko wyższe częstotliwości fal, leży więc "ponad fioletem". Jest to już promieniowanie, którego działanie i skutki możemy bezpośrednio zauważyć. Jego potężnym źródłem jest Słońce, a najczęściej obserwowanym przejawem działania opalenizna na naszych ciałach. Umiemy budować urządzenia i lampy emitujące promieniowanie nadfioletowe i stosujemy je często w naszym życiu codziennym. Przykładem są lampy używane do dezynfekcji pomieszczeń i sprzętu medycznego w szpitalach, gdzie wykorzystuje się bakteriobójcze własności nadfioletu, łóżka do opalania oraz urządzenia do ujawniania znaków malowanych specjalnymi farbami fluoryzującymi w świetle nadfioletowym, np. w testerach banknotów. Zakres widma obejmujący promieniowanie kosmiczne, promieniowanie gamma, promieniowanie X oraz część nadfioletu o wyższych częstotliwościach określa się wspólną nazwą promieniowania jonizującego. Wiąże się to ze zjawiskiem jakie powoduje ten typ promieniowania podczas przechodzenia przez materię, zjawiskiem jonizacji. Zagadnieniu temu oraz towarzyszącym mu procesom poświęcona będzie dalsza część materiału. Na razie jednak powróćmy do omawiania widma promieniowania elektromagnetycznego. Poniżej nadfioletu, mierząc w jednostkach częstotliwości fal, leży zakres światła widzialnego. Możemy go podzielić na podzakresy odpowiadające poszczególnym barwom tęczy: fiolet, niebieski, zielony, żółty, pomarańczowy i czerwony. Jest to najważniejsza dla człowieka część widma, którą rejestrujemy naszym zmysłem wzroku, dzięki której możemy widzieć. Znaczenia światła widzialnego nie trzeba chyba omawiać, każdy doskonale zdaje sobie z tego sprawę. Jeżeli jeszcze bardziej zmniejszymy częstotliwość fal elektromagnetycznych, czyli zwiększymy ich długość, wchodzimy w zakres promieniowania podczerwonego. Nazwa ta utworzona została na podobnej zasadzie jak nadfiolet. Podczerwony zakres widma jest również rejestrowany przez nasze zmysły, jednak już nie wzrok, lecz dotyk. Odbieramy to promieniowanie jako docierające do nas ciepło. Tak więc źródłami promieniowania podczerwonego są wszystkie źródła ciepła, palący się ogień, żarówka, grzejnik, spirala w żelazku, także nasze Słońce. Istnieją również urządzenia wykorzystujące fale promieniowania podczerwonego. Najpopularniejszymi są wszelkiego rodzaju piloty zdalnego sterowania stosowane w odbiornikach telewizyjnych i radiowych, video lub zdalnie sterowanych zabawkach. Poniżej podczerwieni, mierząc ciągle w skali częstotliwości, leży zakres promieniowania mikrofalowego. Podzielony on został na trzy umowne podzakresy, których nazwy pochodzą od skrótów nazw w języku angielskim: EHF - Extra High Frequency, SHF - Super High Frequency, UHF - Ultra High Frequency. Promieniowanie w tej części widma wykorzystywane jest w łączności satelitarnej, stacjach i urządzeniach radarowych oraz 219

220 telekomunikacji mikrofalowej. Z mikrofalami mamy do czynienia również w sprzęcie gospodarstwa domowego - kuchenkach mikrofalowych. Na tym zakresie częstotliwości, w jego dolnej części działają także nadajniki telewizyjne. Część spektrum promieniowania elektromagnetycznego o jeszcze niższej częstotliwości nazywamy falami radiowymi. Tu również istnieje umowny podział na pięć podzakresów o nazwach pochodzących z języka angielskiego: VHF - Very High Frequency, HF - High Frequency, MF - Medium Frequency, LF - Low Frequency, VLF - Very Low Frequency. Jak sama nazwa wskazuje jest to zakres na jakim transmitowane są programy radiowe, ale oprócz tego promieniowanie o tych długościach fal wykorzystywane jest w przenośnych telefonach, zgrzewarkach tworzyw sztucznych, różnego rodzaju piecach indukcyjnych oraz w monitorach komputerowych jako częstotliwość odchylania pionowego. Poniżej częstotliwości radiowych mamy do czynienia z trzema umownymi zakresami promieniowania elektromagnetycznego, mniej znanymi i rzadziej wykorzystywanymi w technice. Są to: zakres częstotliwości akustycznych (VF - Voice Frequency), zakres ekstremalnie niskich częstotliwości (ELF - Extremely Low Frequency), oraz zakres Sub-ELF. Z promieniowaniem o tak niskich częstotliwościach spotykamy się w niektórych typach pieców indukcyjnych, domowych elektrycznych kuchenkach indukcyjnych oraz przy przekazywaniu energii elektrycznej liniami wysokiego napięcia. Fale o częstotliwościach Sub-ELF wykorzystywane są w medycznych urządzeniach diagnostycznych działających na zasadzie rezonansu magnetycznego. Na rysunku 5.3. przy poszczególnych częściach widma promieniowania elektromagnetycznego przedstawione są symbole źródeł lub urządzeń wykorzystujących poszczególne zakresy widma. W górnej części rysunku przytoczono orientacyjną skalę długości fali w nanometrach, w dolnej części skala opisana jest w jednostkach częstotliwości. Obie skale są czysto umowne, poszczególne odcinki przypisane zakresom widma nie są w żaden sposób proporcjonalne do rzeczywistych wielkości tych zakresów. Rys Rodzaje promieniowania elektromagnetycznego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 220

221 5.2.2 Rodzaje i źródła promieniowania jonizującego Promieniowanie jonizujące to taki rodzaj promieniowania, który przy oddziaływaniu z materią prowadzi, bezpośrednio lub pośrednio, w procesach pierwotnych lub wtórnych, do jonizacji atomów ośrodka, z którym oddziałuje. Istotą oddziaływania promieniowania jonizującego z materią jest przekazywanie do ośrodka części energii, którą niesie promieniowanie. Innymi słowy w procesach oddziaływania tego typu ośrodek absorbuje część lub całość energii strumienia promieni jonizujących. Istnieje kilka rodzajów promieniowania jonizującego. Do głównych rodzajów promieniowania o takich własnościach zaliczyć należy: promieniowanie X i, promieniowanie i oraz promieniowanie neutronowe. Wymienione rodzaje promieniowania różnią się między sobą tak własnościami, jak i sposobem oddziaływania z materią. Promienie X i to strumienie kwantów promieniowania elektromagnetycznego. Różne jest jednak pochodzenie obu rodzajów promieniowania. Promieniowanie X powstaje w wyniku oddziaływania cząstek naładowanych z elektronami powłok atomowych, na skutek hamowania cząstek w polu elektrycznym tych elektronów oraz w wyniku zmian stanu energetycznego powłok atomowych. Promieniowanie powstaje natomiast w wyniku przemian zachodzących w jądrach atomowych. Różnica pochodzenia obu rodzajów promieniowania prowadzi do istotnych różnic ich własności. Jedną z tych różnic stanowią odmienne widma energetyczne. Promieniowanie X charakteryzuje się widmem ciągłym, natomiast promieniowanie widmem dyskretnym. Rys Jonizacja. Rodzaje promieniowania jonizującego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Odmienne w charakterze od promieniowania X i jest promieniowanie, i neutronowe. Są to przykłady promieniowa-nia o charakterze korpuskularnym. Źródłem ich pochodzenia są przemiany jądrowe związane ze zmianami struktury i konfiguracji jąder atomowych. Cząstka zbudowana jest z dwóch protonów i dwóch neutronów i może być emitowana przez jądra ciężkich pierwiastków o liczbie masowej większej od 120. Widmo energetyczne jest podobnie jak dla promieniowania, dyskretne. Promieniowanie również stanowi strumień cząstek. Cząstki to elektrony (lub pozytony) emitowane z jądra atomowego podczas jego przemiany. Ze względu na znikomą masę elektronu (pozytonu) w stosunku do masy jądra, źródłem cząstek mogą być jądra zarówno lekkie, jak i ciężkie. Ponieważ wraz z cząstką emitowane jest z jądra także antyneutrino (lub neutrino) elektronowe, to widmo energetyczne promieniowania jest ciągłe (energia przemiany dzieli się statystycznie na obie emitowane z jądra cząstki). 221

222 Zupełnie odmienne od cząstek i są w swoim charakterze neutrony, są one bowiem elektrycznie obojętne. Promieniowanie neutronowe może powstawać w wyniku emisji pojedynczych neutronów z jąder atomowych, ale także może być wynikiem rozszczepienia jąder atomowych lub syntezy termojądrowej. Widmo energetyczne promieniowania neutronowego jest zwykle widmem ciągłym o bardzo szerokim spektrum energii, od ułamków do kilkuset MeV. Promieniowanie jonizujące przenikając przez materię powoduje jonizację atomów ośrodka. Wiąże się to ze stopniową utratą początkowej energii fali elektromagnetycznej lub strumienia cząstek tworzących promieniowanie. Wielkość tej straty energii i jej mechanizm zależy w istotny sposób od charakteru danego rodzaju promieniowania oraz od własności fizycznych ośrodka, przez który przechodzi. W przypadku promieniowania rentgenowskiego i promieniowania gamma następuje stopniowy ubytek fotonów w wiązce promieniowania na skutek ich oddziaływania z powłokami elektronowymi atomów. Zjawisko to ma charakter statystyczny, a miarą prawdopodobieństwa wystąpienia oddziaływania kwantu promieniowania z atomem ośrodka jest współczynnik nazwany przekrojem czynnym na dany rodzaj oddziaływania, oznaczany najczęściej symbolem. Ilość kwantów wyeliminowanych z wiązki (-dn) jest również proporcjonalna do ich liczby (N), liczby atomów ośrodka w jednostce objętości (n), czyli jego gęstości, oraz grubości warstwy ośrodka (dx): -dn = Nndx. Przekrój czynny, będący w tym równaniu współczynnikiem proporcjonalności, ma wymiar powierzchni, a jego sens fizyczny sprowadza się do zastąpienia każdego z centrów oddziaływania tarczą o powierzchni, prostopadłą do wiązki promieniowania. Rozwiązując to równanie uzyskujemy prawo opisujące absorpcję promieniowania w ośrodku materialnym: gdzie: - n x N = N 0 e N 0 - liczba kwantów promieniowania padających na warstwę absorbenta, N - liczba kwantów przechodzących przez warstwę o grubości x. Najlepszymi absorberami promieniowania X i gamma są materiały o dużej gęstości, zaś krzywa opisująca osłabienie promieniowania wraz z grubością osłony ma charakter wykładniczy. Promieniowanie neutronowe złożone z cząstek obojętnych elektrycznie oddziaływać może podczas przechodzenia przez materię jedynie z jądrami ośrodka, doznając procesów rozpraszania lub pochłaniania. Oba te zjawiska mają charakter statystyczny, tak więc prawo opisujące absorpcję promieniowania neutronowego jest takie samo, jak dla promieniowania X lub gamma. Efektywność procesu pochłaniania neutronów, decydującego o ich eliminacji z wiązki promieniowania, jest bardzo różna dla różnych materiałów, ale jedynie w kilku przypadkach jest ona dostatecznie wysoka, aby daną substancję używać jako dobrą osłonę przed promieniowaniem neutronowym. Takimi pierwiastkami są np. bor lub kadm. Bardzo podobnie sytuacja wygląda dla promieniowania, będącego strumieniem lekkich cząstek, elektronów lub pozytonów. Posiadając ładunek elektryczny oddziałują one wprawdzie z powłoką elektronową atomów ośrodka, ale ich niewielka masa sprawia, że dominującym procesem jest ich rozpraszanie na elektronach i jądrach atomów absorbenta. I tu również ze względu na statystyczny charakter procesów rozpraszania prawo absorpcji promieniowania beta w materii wyraża się takim samym wzorem jak dla promieniowania elektromagnetycznego. Różnicę stanowi fakt, że rozpraszanie cząstek beta jest tym bardziej efektywne, im masy centrów oddziaływania są bardziej zbliżone do masy elektronu. Tak więc najlepszymi absorberami tego promieniowania są materiały o lekkich jądrach. Zupełnie inaczej zachowują się cząstki alfa, posiadające stosunkowo dużą masę i ładunek elektryczny. Dominującym procesem oddziaływania promieniowania alfa z materią jest 222

223 jonizacja atomów ośrodka wzdłuż drogi cząstki. W każdym akcie jonizacji cząstka traci część swojej energii, aż wreszcie zostaje usunięta ze strumienia. Promieniowanie to ma więc charakter zasięgowy, a istotna zmiana ilości cząstek w wiązce następuje dopiero pod koniec zasięgu. Ponieważ prędkości cząstek nie są zbyt duże, a ilość powodowanych jonizacji na jednostkę drogi (czyli gęstość jonizacji) bardzo duża, zasięg promieniowania jest niewielki, do kilkunastu centymetrów w powietrzu. Promieniowanie to jest zatrzymywane przez cienką warstwę praktycznie każdego materiału Osłony przed promieniowaniem Fakt osłabiania promieniowania jonizującego przy przechodzeniu przez różnego rodzaju ośrodki pozwala na tworzenie osłon przed promieniowaniem. Na rysunku 5.5. przedstawiono symbolicznie osłony stosowane w stosunku do czerech rodzajów promieniowania: alfa, beta, neutronowego i gamma. Cząstki alfa zatrzymywane są zupełnie przez zwykłą kartkę papieru. Osłoną przed promieniowaniem beta są materiały lekkie, o dużej zawartości wodoru i innych pierwiastków lekkich, np. szkło lub tworzywa sztuczne. Aby zaabsorbować neutrony zastosować należy substancje z zawartością pierwiastków posiadających wysoki przekrój czynny na ich pochłanianie, czyli np. blachy stalowe z domieszką wspomnianego wyżej boru lub kadmu. Rys Osłony przed promieniowaniem jonizującym. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Najtrudniejszym zadaniem jest ochrona przed promieniowaniem gamma, która wymaga stosowania jak najcięższych materiałów osłonnych, grubych warstw stali, specjalnego ciężkiego betonu lub ołowiu 161. Im stosowany materiał posiada większą gęstość, tym jego właściwości osłonne są lepsze i tym cieńszą warstwę można użyć. Najbardziej skuteczne osłony przez silnym promieniowaniem gamma konstruuje się ze zubożonego uranu. Na rysunku nie zaznaczono tego faktu, lecz nawet bardzo grube osłony nie zapewniają zupełnego zatrzymania promieniowania gamma. W rzeczywistości zawsze rejestruje się 161 Ablewicz Z., Dubrowski W. B.: Osłony przed promieniowaniem jonizującym. Materiały, konstrukcja, wykonywanie. Arkady Warszawa,

224 minimalne poziomy tego promieniowania poza osłoną. Wykonanie osłon zupełnych jest bardzo kosztowne i trudne technicznie, robi się to jedynie w specyficznych przypadkach, np. w specjalnych wysokoczułych domkach pomiarowych. Istnieje wiele źródeł promieniowania jonizującego. Należą do nich substancje emitujące takie promieniowanie, zwane substancjami promieniotwórczymi, oraz urządzenia emitujące takie promieniowanie podczas pracy. Substancje promieniotwórcze podzielić można na: naturalne i sztuczne. Do naturalnych zaliczają się m.in. izotopy należące do szeregów rozpadów promieniotwórczych uranu i toru (U-235, U-238 i Th-232), kilkanaście izotopów długożyciowych występujących w skorupie ziemskiej (potas K-40, rubid Rb-87 i in.), a także izotopy kosmogenne, powstające w atmosferze ziemskiej wskutek oddziaływania promieniowania kosmicznego z atomami atmosfery (tryt H-3, węgiel C-14, beryl Be-7, azot N-22 i inne). Dla celów medycznych i gospodarczych człowiek produkuje sztuczne izotopy promieniotwórcze. Do najważniejszych i jednocześnie najbardziej znanych należą: cez Cs- 137, jod J-131, kobalt Co-60, iryd Ir-192. Substancję promieniotwórczą, będącą źródłem promieniowania alfa, beta lub gamma, charakteryzuje wielkość fizyczna nazywana aktywnością. Określa ona liczbę rozpadów promieniotwórczych lub innych przemian jądrowych, zachodzących w jednostce czasu w danej porcji materiału radioaktywnego. Aktywność oznaczana jest zwykle literą A, jej jednostką w układzie SI jest bekerel (Bq). Aktywność 1 Bq ma substancja, w której następuje jeden rozpad promieniotwórczy na sekundę. Bekerel jest jednostką bardzo małą, bardziej poręczną i do dzisiaj tradycyjnie stosowaną jednostką aktywności jest kiur (Ci). Definicja 1 Ci oparta jest na aktywności 1 grama radu, zaś związek między obu jednostkami wyraża się następującą zależnością: 1 Ci = Bq. Cechą charakterystyczną każdego izotopu radioaktywnego jest czas, w którym rozpada się połowa atomów z danej ich porcji. Czas ten nazywany jest okresem półrozpadu, lub okresem połowicznego zaniku, i oznaczany symbolem T 1/2. W czasie jednego okresu półrozpadu ze 100 istniejących pierwotnie jąder promieniotwórczych rozpada się 50, a w czasie drugiego 25 i tak dalej. Z pojęciem okresu półrozpadu ściśle wiąże się inna wielkość charakterystyczna dla danego radionuklidu. Jest to tzw. stała rozpadu Stała rozpadu jest współczynnikiem proporcjonalności pomiędzy ilością atomów promieniotwórczych w danej substancji, a jej aktywnością: Oznacza to, że jeżeli mamy dwie porcje materiału radioaktywnego o takich samych aktywnościach i różnych okresach półrozpadu, to w porcji o dłuższym okresie półrozpadu (mniejszej stałej ) atomów promieniotwórczych będzie proporcjonalnie mniej. Podstawowe prawo rozpadu promieniotwórczego opiera się na stwierdzeniu, że prawdopodobieństwo rozpadu każdego jądra promieniotwórczego jest wielkością stałą, niezależną od warunków fizycznych i chemicznych powiązań danego pierwiastka. Miarą tego prawdopodobieństwa jest właśnie stała rozpadu promieniotwórczego. Ubytek jąder radioaktywnych w czasie jest więc proporcjonalny do ich liczby początkowej, a współczynnikiem proporcjonalności jest stała : N = - N Rozwiązaniem tej zależności jest całkowa postać prawa rozpadu promieniotwórczego: gdzie: N = N0 e - t N 0 - początkowa liczba jąder promieniotwórczych, N - liczba jąder, które pozostały po czasie t. 224

225 Korzystając z powyższego wzoru obliczyć możemy zależność pomiędzy stałą rozpadu a okresem połowicznego zaniku: = ln2 T 1/2. Zmianę aktywności substancji promieniotwórczej w czasie określić można korzystając z prawa rozpadu promieniotwórczego oraz wyżej przytoczonej zależności pomiędzy liczbą jąder radioaktywnych a aktywnością. Uzyskamy wówczas następujący wzór: gdzie: - t A = A 0 e A 0 - początkowa aktywność substancji promieniotwórczej, A - aktywność po czasie t. Wykresem tej zależności jest krzywa eksponencjalna zaznaczona na rysunku 5.6. kolorem niebieskim. Rys Prawo rozpadu promieniotwórczego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 225

226 5.2.4 Jak mierzymy dawki promieniowania? Dla oceny skutków oddziaływania promieniowania jonizującego szczególnie na materię ożywioną, w tym organizm człowieka, niezbędnym było stworzenie metod umożliwiających ilościową analizę tego zjawiska. Powstało więc szereg wielkości fizycznych opisujących to oddziaływanie, z których tylko kilka znalazło powszechne zastosowanie w praktyce. Są to różnego rodzaju dawki promieniowania. Od angielskiego słowa dose - dawka, dział nauki i techniki pomiarowej zajmujący się zagadnieniem pomiaru promieniowania nazwany został dozymetrią. Historycznie pierwszą wielkością pozwalającą mierzyć i opisać oddziaływanie promieniowania na materię była dawka ekspozycyjna. Obrazuje ona oddziaływanie promieniowania X lub gamma z powietrzem, a jej miarą jest stopień zjonizowania powietrza przez to promieniowanie, wyrażony wielkością ładunku elektrycznego jednego znaku wyzwolonego przy jonizacji jednostkowej masy powietrza. W układzie SI jednostką dawki ekspozycyjnej jest kulomb na kilogram (C/kg), co bezpośrednio wynika z definicji tej dawki: q X = m gdzie: X - dawka ekspozycyjna, q - ładunek jednego znaku wyzwolony przy jonizacji powietrza przez promieniowanie w objętości zawierającej masę m powietrza, m - masa powietrza. Jednostką praktycznie do dziś stosowaną jest rentgen (R): 1 R = 2, C/kg. Rys Dawka ekspozycyjna. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 226

227 Na rysunku 5.7. przedstawiono symbolicznie objętość powietrza ograniczoną dwoma elektrodami, która poddana jest oddziaływaniu promieniowania X lub gamma. W objętości tej powstają jony dodatnie i ujemne zaznaczone na rysunku, które następnie podążają ku odpowiednim elektrodom. Podłączony do elektrody ujemnej galwanoskop symbolizuje pomiar ładunku jednego znaku wytworzonych w powietrzu w polu promieniowania jonizującego. Rysunek uzupełniony jest definicją dawki ekspozycyjnej, definicją 1 rentgena, oraz zależnością pomiędzy rentgenem, a jednostką w układzie SI. Ograniczony zakres stosowania dawki ekspozycyjnej do obrazowania jedynie oddziaływania promieniowania X i gamma z powietrzem wymusił potrzebę zdefiniowania nowej wielkości, która opisywałaby ilościowo oddziaływanie każdego rodzaju promieniowania z każdego rodzaju materią. Taką wielkością jest dawka pochłonięta. Miarą dawki pochłoniętej jest energia przekazywana dowolnej materii przez dowolnego rodzaju promieniowanie, przypadająca na jednostkę masy tej materii: E D = m gdzie: D - dawka pochłonięta, E - energia przekazana materii o masie m, m - masa elementu ośrodka oddziałującego z promieniowaniem. Rys Dawka pochłonięta. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Jednostką tej wielkości fizycznej w układzie SI jest grej (Gy): 1 Gy = 1 J 1kg Inną, bardziej znaną i stosowaną wcześniej jednostką dawki pochłoniętej jest rad: Z prostych przeliczeń wynika, że: 100 ergów 1 rad = 1 g 1 Gy = 100 radów. 227

228 Dawka pochłonięta jest wielkością bardzo uniwersalną, opisuje jednakże tylko fizyczny aspekt oddziaływania promieniowania z materią. Na rysunku 5.8. przedstawiono symbolicznie źródło promieniowania jonizującego oddziałujące z materią o jednostkowej masie 1 kg i przekazujące tej masie energię o wartości 1 J. Specyfiką promieniowania jonizującego jest fakt, że różne rodzaje tego promieniowania wywołują różny efekt biologiczny w organizmie żywym, przy jego napromieniowaniu taką samą dawką pochłoniętą. Związane jest to ogólnie rzecz biorąc ze sposobem przekazywania energii napromienionej tkance przez kwanty lub cząstki tworzące dany rodzaj promieniowania. Najistotniejszym czynnikiem jest tu zdolność jonizacyjna poszczególnych rodzajów radiacji, czyli gęstość zachodzących aktów jonizacji na drodze kwantu lub cząstki, a co za tym idzie ilość i rozkład przestrzenny produktów jonizacji w tkance. W związku z powyższym poszczególnym rodzajom promieniowania przypisano czynniki wagowe oznaczane symbolem w R, charakteryzujące ich szkodliwość biologiczną. Przy wykorzystaniu tych czynników wprowadzono wielkość opisującą ilościowo biologiczne skutki promieniowania zwaną dawką równoważną - H. Zdefiniowano ją jako iloczyn dawki pochłoniętej i odpowiedniego dla danego rodzaju promieniowania czynnika wagowego: H = D w R Rys Dawka równoważna. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Jednostką dawki równoważnej w układzie SI jest siwert (Sv): 1 J 1 Sv= 1kg Stosowaną niekiedy jednostką pozaukładową jest rem: 1 Sv = 100 remów Na rysunku 5.9. przedstawiono symbolicznie cztery osoby napromieniowane tą samą dawką pochłoniętą o wartości 1 Gy, pochodzącą od czterech różnych rodzajów promieniowania. Ze względu na różne czynniki wagowe dawki równoważne otrzymane przez te osoby są także różne, co wyrażone jest różną intensywnością koloru postaci. Uzupełnienie rysunku stanowi 228

229 definicja dawki równoważnej oraz tabela obowiązujących obecnie czynników wagowych poszczególnych rodzajów promieniowania jonizującego. Bardzo często mamy do czynienia z nierównomiernym napromieniowaniem organizmu ludzkiego. W takich przypadkach powstaje potrzeba umiejętności oceny skutków promieniowania dla całego organizmu. Nie jest to zagadnienie proste, ponieważ okazało się, że różne organy ciała człowieka w różny sposób reagują na napromieniowanie tą samą dawką danego rodzaju radiacji, czyli mają różną promienioczułość. Aby ocenić narażenie całego ciała w takim przypadku wprowadzono pojęcie dawki skutecznej (efektywnej). Dla jego zdefiniowania niezbędne było określenie współczynników promienioczułości poszczególnych organów, zwanych również czynnikami wagowymi dla danego narządu, a oznaczanymi symbolem w T. Dawkę skuteczną (efektywną) (E) można wówczas wyrazić jako sumę iloczynów dawek równoważnych w poszczególnych organach (H T ) i odpowiednich czynników wagowych (w T ): H E = T Jednostką dawki skutecznej jest również siwert lub rem, ponieważ czynniki wagowe są bezwymiarowe. w T H T Rys Dawka skuteczna (efektywna). [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. W celu oceny narażenia na promieniowanie jonizujące całej populacji zamieszkującej na określonym obszarze, w danym państwie, bądź na całej kuli ziemskiej (a także personelu obiektu jądrowego) wprowadzono pojęcie dawki kolektywnej. Opisuje ona sumę dawek, a właściwie dawek skutecznych, otrzymanych w pewnym okresie przez poszczególnych osobników populacji na tyle licznej, aby można było zastosować w stosunku do nich prawa statystyki. Dawka kolektywna (D k ) wyraża się następującym wzorem: k i D n gdzie: D i - średnia dawka na osobę w i-tej grupie populacji, n i - ilość osób w i-tej grupie populacji. D = i i 229

230 Jednostką dawki kolektywnej jest osobo-siwert (os Sv), lub osobo-rem (os rem). Oczywiście, jak wynika to z definicji, wśród populacji której dawkę kolektywną oceniamy mogą znaleźć się ludzie napromieniowani różnymi indywidualnymi dawkami. Wielkość ta nie obrazuje indywidualnego zagrożenia promieniowaniem, a jedynie średnie narażenie całej populacji. Dawkę kolektywną stosuje się do oceny tego rodzaju biologicznych skutków wywołanych promieniowaniem, które mają charakter statystyczny. Rysunek ilustruje sposób obliczania dawki kolektywnej. Intensywności barw poszczególnych postaci odpowiadają symbolicznie otrzymanej przez nie dawce indywidualnej. Intensywność koloru dużej postaci symbolizuje średnią wartość uzyskanej dawki kolektywnej. Rysunek uzupełniony jest definicją dawki kolektywnej. Rys Dawka kolektywna. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 5.3 Wpływ promieniowania jonizującego na organizmy żywe Mechanizmy oddziaływania Oddziaływanie promieniowania jonizującego z materią żywą, w tym również z organizmem człowieka, zachodzi na poziomie komórkowym. Oddziaływanie to prowadzi do pozostawienia i rozpraszania w materii komórki energii niesionej przez promieniowanie. Efektem dostarczenia tej nadmiarowej porcji energii jest zjonizowanie lub wzbudzenie jąder atomowych, samych atomów, bądź całych cząsteczek chemicznych. Prowadzi to do szeregu zjawisk fizyko-chemicznych w napromieniowanym ośrodku. Jeśli jest to tkanka żywa, to owe zmiany struktur molekularno-atomowych wywoływać będą pewne określone zmiany biologiczne w komórkach, w poszczególnych narządach, wreszcie w całym organizmie. Z punktu widzenia komórek najistotniejsze znaczenia dla skutku biologicznego mają trzy rodzaje produktów oddziaływania promieniowania jonizującego z komórką: jony, atomy i cząstki wzbudzone oraz rodniki. 230

231 Rozpatrując sekwencję zjawisk zachodzących w materii żywej po napromienieniu wyróżnić można cztery stadia: stadium fizyczne, w którym absorbowana jest energia przez atomy (elektrony lub jądra) i zachodzi jonizacja lub wzbudzenie atomu lub jądra, stadium fizyko-chemiczne, w którym powstałe produkty (jony, cząsteczki wzbudzone) ulegają reakcjom wtórnym, tworząc niekiedy rodniki, stadium chemiczne, w którym jony i rodniki reagują ze sobą i innymi elementami ośrodka, stadium biologiczne, w którym następuje odpowiedź organizmu, na różnych szczeblach, na fakt napromieniowania. Skutki popromienne w ciele człowieka zależą od tego jakie cząsteczki wchodzące w jej skład zostały uszkodzone. Najważniejszą strukturą komórkową jest DNA, czyli kwas dezoksyrybonukleinowy zawarty w jądrze komórkowym, odpowiedzialny za informację genetyczną komórki, wypełnianie przez nią określonych funkcji w tkance oraz podział komórki i tworzenie nowych struktur komórkowych. Każda komórka zawiera jedną cząsteczkę DNA. Prawdopodobieństwo trafienia kwantu promieniowania w DNA jest niewielkie, ale może być bardzo poważne w skutkach. Na drugim biegunie znaczenia znajdują się cząsteczki wody, których w komórce jest najwięcej. Na jedną cząsteczkę DNA przypada 12 milionów drobin wody. Ta ogromna ilość sprawia, że promieniowanie najczęściej oddziałuje przy przechodzeniu przez komórkę z cząsteczkami wody. Okazało się, że fakt ten ma niebagatelne znaczenie dla końcowego efektu biologicznego, porównywalne z oddziaływaniem promieniowania z kwasem DNA. Produktami reakcji radiolizy wody, czyli jej rozkładu pod wpływem promieniowania, są bowiem rodniki wodorowe i hydroksylowe, które intensywnie reagują z innymi cząsteczkami komórki, zaburzając w istotny sposób jej życiowe funkcje. Procesy zachodzące w komórkach żywych organizmów pod wpływem promieniowania jonizującego wywołują określone zmiany biologiczne w tych komórkach. Jednym z przejawów tych zmian jest zaburzenie cyklu komórkowego, który składa się z kilku faz. W czasie swojego życia komórka wielokrotnie dzieli się, zatem podział komórki jest jedną z faz cyklu komórkowego. Po podziale następuje faza zwana okresem przedsyntetycznym, następnie zaś faza, w czasie której następuje synteza DNA. Po niej, a przed kolejnym podziałem komórka przechodzi fazę zwaną okresem posyntetycznym. Taki cykl powtarza się w życiu komórki wielokrotnie. Okazuje się, że reakcja na promieniowanie jest różna w zależności od fazy cyklu, w której komórka została napromieniona. Komórka jest najmniej wrażliwa na promieniowanie w fazie podziału. Napromienienie komórki w innych fazach objawia się często zaburzeniami cyklu komórkowego w formie opóźnienia przejścia komórki do kolejnej fazy. Innymi skutkami popromiennymi na poziomie komórki są uszkodzenia związane z materiałem genetycznym komórki, zwane mutacjami. Mutacje popromienne należą do mutacji indukowanych, w przeciwieństwie do spontanicznych, które wywoływane są czynnikami naturalnymi (m.in. również promieniowaniem jonizującym). Mutacje indukowane promieniowaniem dzielimy na mutacje punktowe i chromosomowe. Mutacje punktowe są zaburzeniami na poziomie molekularnym, spowodowanymi zmianami chemicznymi w obrębie łańcucha DNA. Mutacje chromosomowe, zwane inaczej aberracjami chromosomowymi, polegają na pęknięciach lub złamaniach chromosomów, których późniejsze łączenie może doprowadzić do nieprawidłowych struktur odtwarzanych chromosomów. Popromienne uszkodzenia DNA komórki podlegają licznym procesom naprawczym, takim jak fotoreaktywacja, naprawa przez wycięcie i naprawa poreplikacyjna. Dzięki tym mechanizmom przy małych porcjach promieniowania organizmy tolerują to zjawisko. Ostatnie badania dowodzą nawet, że w obszarze małych dawek występuje zjawisko polegające na wzmocnieniu opisanych mechanizmów naprawczych, zwane zjawiskiem 231

232 hormezy. Bardziej szczegółowe informacje na temat hormezy przedstawiono w następnym rozdziale. Opisane procesy prowadzić mogą w konsekwencji do zaburzeń funkcjonowania komórki, zachwiania procesów cyklu komórkowego i podziałów komórki, a nawet w skrajnych przypadkach do całkowitego zniszczenia komórki. Na poziomie organizmu jako całości prowadzi to do określonych skutków popromiennych, opisanych poniżej Biologiczne skutki napromieniowania Oczywiście cały organizm, jako zespół wielu komórek, również reaguje na promieniowanie, co objawia się skutkami makroskopowymi. Podzielić je można na wczesne i późne. O skutkach wczesnych promieniowania mówimy wtedy, gdy występują one w okresie kilku godzin, dni lub tygodni od napromieniowania (przyjmuje się, że okres ten nie jest dłuższy niż 90 dni). Skutki późne pojawiać się mogą nawet po kilkudziesięciu latach od napromienienia. Wczesne skutki popromienne zawsze bezpośrednio dotyczą zmian chorobowych narażonego organizmu, można je zatem zaliczyć do skutków somatycznych. Istotną sprawą jest fakt, że w przypadku tych objawów istnieje ścisła zależność: im większa dawka, tym groźniejszy skutek oraz, że do pewnej granicy otrzymanej jednorazowo dawki brak jest bezspornych danych o efektach zdrowotnych napromieniowania. Nie musi to oznaczać, że żadne skutki przy małych dawkach się nie pojawiają, ale że są one nierozpoznawalne klinicznie lub w zakresach tych skutecznie działają mechanizmy naprawcze i obronne organizmu ludzkiego. Pierwsze wczesne skutki pojawiają się przy dawkach ok. 250 msv. Są to zmiany morfologiczne w obrazie krwi, szybko jednak przemijające dzięki procesom naprawczym funkcjonującym w organizmie. Przy większych otrzymanych jednorazowo dawkach obserwuje się poważniejsze zmiany w morfologii krwi, a przy ekspozycji skóry na dawki rzędu 2-3 Sv pojawia się zaczerwienienie skóry (rumień popromienny), które leczy się podobnie jak oparzenia. Przy napromienieniu całego organizmu wyższymi dawkami mamy do czynienia z zespołem zmian chorobowych określanych mianem choroby popromiennej. Po ekspozycji dawką powyżej 4 Sv choroba ta ma ostry przebieg zakończony mniejszą ilością powrotów do zdrowia, niż przypadków śmiertelnych. Ta charakterystyczna dla człowieka dawka - 4 Sv - nosi nazwę dawki letalnej (LD50/30), tzn. takiej, która powoduje śmierć 50% osobników napromieniowanej populacji w ciągu 30 dni, bez stosowania leczenia. Dawka letalna jest specyficzną miarą wrażliwości ustroju na promieniowanie i określa się ją nie tylko dla człowieka, lecz także dla różnych gatunków zwierząt. Przy dawkach do 4 Sv objawy choroby popromiennej związane są z uszkodzeniami układu krwiotwórczego, przejawiającymi się brakiem łaknienia, nudnościami, wymiotami, uczuciem zmęczenia, biegunką i gorączką. Jest to m.in. wynikiem zachwiania równowagi elektrolitycznej organizmu i procesów produkcji komórek krwi. Leczenie polega na podawaniu płynów zawierających niezbędne jony oraz w razie potrzeby antybiotyków, a w poważniejszych przypadkach na zastosowaniu przeszczepu szpiku kostnego. Po otrzymaniu wyższych dawek, rzędu 6 Sv, dominować zaczynają objawy ze strony układu pokarmowego. Dochodzi do odwodnienia organizmu i poważnych zaburzeń równowagi elektrolitycznej, w większości przypadków nieodwracalnych i będących przyczyną śmierci. Dawka promieniowania rzędu 10 Sv i więcej powoduje uszkodzenie centralnego układu nerwowego, szybką utratę przytomności, drgawki i szybką śmierć napromieniowanych nią ludzi. 232

233 Na rysunku przedstawiono poziomy dawek, które wywołują wczesne skutki biologiczne dla organizmu człowieka. Zastosowana skala pionowa jest skalą logarytmiczną, co symbolicznie zostało podkreślone za pomocą charakterystycznej figury o kształcie dzwonu i wzrastającej intensywności barwy. Dodatkowo na takiej skali przytoczone zostały poziomy dawek granicznych, czyli dopuszczalnych polskimi przepisami państwowymi dawek dla ludności oraz osób narażonych zawodowo na promieniowanie. Zaznaczony został dla porównania również poziom rocznej dawki otrzymywanej przez każdego z nas z tytułu występującego w Polsce tła promieniowania jonizującego. Wszystkie wartości dawek podane są na tym rysunku w milisiwertach. Rys Wczesne biologiczne skutki promieniowania jonizującego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Biologiczna reakcja organizmu żywego na promieniowanie jonizujące objawić się też może dopiero po pewnym czasie od samego faktu napromieniowania. Ten okres utajenia objawów wynosić może kilka, kilkanaście lub nawet kilkadziesiąt lat. Mówimy wówczas o późnych skutkach biologicznych promieniowania jonizującego. Drugą, nie mniej ważną, cechą tych skutków jest brak zależności pomiędzy wielkością otrzymanej dawki promieniowania, a jakością pojawiających się zmian chorobowych. Oznacza to, że w tym przypadku skutek, jeśli wystąpi, będzie taki sam u osobnika napromieniowanego dawką np. 0,005 Sv, jak i u człowieka napromieniowanego dawką 0,5 Sv. Wielkość otrzymanej dawki wpływa jedynie na prawdopodobieństwo pojawienia się efektów biologicznych. Dlatego też te skutki zdrowotne określane są mianem skutków stochastycznych. Do późnych efektów biologicznych promieniowania zaliczamy przede wszystkim choroby nowotworowe określonych narządów ciała ludzkiego, charakteryzujących się dużą promienioczułością, mutacje materiału genetycznego oraz również ogólne przyspieszenie procesów starzenia się organizmu i skutki specyficzne dla poszczególnych organów, np. zaćmę oka. 233

234 Zarówno choroby nowotworowe, jak i mutacje genetyczne, najpoważniejsze z wymienionych efektów napromieniowania organizmu żywego, wywoływane są uszkodzeniami DNA lub RNA zawartych w jądrze komórkowym. Każdy organizm żywy posiada dość sprawne mechanizmy kontroli sekwencji materiału DNA i RNA oraz naprawy lub wymiany uszkodzonych elementów, lecz im większa jest dawka promieniowania, tym zwiększa się prawdopodobieństwo przepuszczenia do dalszej reprodukcji zmienionych fragmentów materiału genetycznego. Może to mieć konsekwencje bezpośrednio dla napromieniowanego organizmu w postaci produkcji odmiennych komórek i tkanek, nazywanych właśnie nowotworowymi lub, jeśli uszkodzeń doznały komórki rozrodcze, zmiany genetyczne przekazywane są następnym pokoleniom. Miarą wielkości spodziewanych późnych skutków kancerogennych i genetycznych wywołanych w określonej populacji promieniowaniem jonizującym jest otrzymana przez tę populację dawka kolektywna. Liczba przypadków (N) jest proporcjonalna do tej dawki (Dk), a współczynniki proporcjonalności (k) określone zostały doświadczalnie na podstawie badań zebranych głównie przy medycznych zastosowania promieniowania i noszą nazwę współczynników indukcji: N = k D k Rys Późne skutki promieniowania jonizującego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 234

235 Obecnie przyjmuje się, zakładając słuszność tzw. liniowego modelu bezprogowego LNT, że wartości tych współczynników wynoszą dla przeciętnej populacji ludzkiej: dla indukcji nowotworów k = 125/rok 10 4 os Sv, dla indukcji skutków genetycznych w dwóch kolejnych pokoleniach k = 40/rok 10 4 os Sv. Oznacza to, że w populacji osób, w której średnia dawka indywidualna wynosi 1 Sv można spodziewać się wystąpienia po okresie utajenia 100 przypadków raka w ciągu roku. Oczywiście są to bardzo uogólnione liczby, które nie mówią nic o terminie, jakości zmian lub miejscu wystąpienia nowotworu, zależnym od charakteru narażenia poszczególnych narządów. Okresy utajenia są również różne dla określonych typów nowotworów. I tak pierwszych przypadków białaczek można spodziewać się po ok. 3 latach od napromieniowania, pierwszych guzów litych po ok. 10 latach od napromieniowania. Ten czas zależy dodatkowo od sposobów frakcjonowania otrzymanych dawek w czasie. Ogromne trudności w konkretnej ilościowej ocenie późnych skutków promieniowania jonizującego wynikają w dużej mierze z faktu, iż ewentualne zmiany chorobowe wywołane napromieniowaniem są identyczne, jak choroby o tym samym charakterze powodowane innymi czynnikami, np. paleniem tytoniu, czy chemicznym zanieczyszczeniem środowiska (tzn. nie są specyficzne dla promieniowania). Ponieważ ilości zachorowań wywołanych innymi czynnikami środowiskowymi są nieporównywalnie większe, to potencjalne skutki późne promieniowania nikną w tle kilkaset razy liczniejszych skutków o innym pochodzeniu. Wobec braku wykrywalnych efektów małych dawek promieniowania, a dążąc jednocześnie do maksymalnie ostrożnego postępowania z substancjami radioaktywnymi i starając się doprowadzić do przerwania prób broni jądrowej, Międzynarodowa Komisja Ochrony Radiologicznej (ICRP) wprowadziła w 1959 r. hipotezę, zwaną modelem liniowym bezprogowym LNT (Linear No Threshold). Według LNT jeśli od pewnej dawki promieniowania umiera 100 % napromieniowanych osób, od 2 razy mniejszej 50 % osób, to od 10 razy mniejszej umrze 10 % osób, a dla milion razy mniejszej powinno umrzeć 0,0001 %. Jednakże przy bardzo małych indywidualnych dawkach promieniowania obejmujących nawet duże populacje ludzi, nie jesteśmy w stanie zmierzyć, czy tak jest faktycznie. Model ten zakłada, że zarówno zachorowania na nowotwory, jak i skutki genetyczne małych dawek promieniowania są wynikiem mutacji powodowanych bezpośrednio przez promieniowanie jonizujące. Przy niskich dawkach brak jest bezpośrednich danych o skutkach zagrożenia. Arbitralnie postanowiono więc stosować dla małych dawek i małych mocy dawki (czyli dawki na jednostkę czasu) ekstrapolację skutków dużych dawek promieniowania na dawki małe. Hipotezę LNT przyjęto jako oficjalną podstawę ochrony radiologicznej. W oparciu o nią sformułowano zasadę ograniczania dawek tak bardzo, jak tylko jest to rozsądnie możliwe (ALARA) i wprowadzono bardzo kosztowny system barier chroniących przed rozprzestrzenianiem promieniowania z elektrowni jądrowych. Wśród naukowców trwa obecnie dyskusja, w której wymienia się zarówno obserwacje potwierdzające hipotezę LNT jak i ogromną liczbę nowszych badań, które wskazują, że model liniowy bezprogowy LNT jest przesadnie pesymistyczny, a małe dawki promieniowania są wręcz korzystne dla organizmów żywych i zmniejszają zachorowalność m.in. na choroby nowotworowe. 235

236 Efekt hormezy radiacyjnej Wiele substancji i zjawisk jest korzystnych dla życia przy małych porcjach (dawkach), a jednocześnie są one bardzo szkodliwe przy dużych. Najnowsze badania stwierdzają, że również promieniowanie jonizujące jest niezbędne do życia w małych ilościach, takich jakie otrzymujemy codziennie od otoczenia. Przeprowadzono eksperymenty, w których żywe organizmy otaczano osłonami nieprzepuszczającymi promieniowania. Doświadczenia te wykazały, że takie organizmy chorowały i umierały, podczas gdy niewielki wzrost promieniowania wspomagał ich rozwój. 162 Najnowsze dane biologiczne wskazują na złożoność i różnorodność procesów molekularnych i komórkowych decydujących o przeżyciu lub mutagenezie komórki w zależności od wielkości i mocy dawki. Wielu uczonych (np. w Polsce prof. Z. Jaworowski, wieloletni przewodniczący Rady Naukowej Centralnego Laboratorium Ochrony Radiologicznej i były przewodniczący UNSCEAR) uważają, że do opisu procesów zachodzących po napromieniowaniu ludzi małymi dawkami należy stosować model uwzględniający efekt dormezy radiacyjnej. Mianem hormezy określa się zjawisko polegające na tym, że czynnik występujący w przyrodzie i szkodliwy dla organizmu w większych dawkach, w małych dawkach działa nań korzystnie. Już w XVI wieku szwajcarski lekarz Paracelsus stwierdził, że to dawka (a nie substancja) czyni truciznę (łac. Dosis facit venenum). Niepotwierdzonym oficjalnie, ale bardzo obszernie udokumentowanym przykładem hormezy jest właśnie hormeza radiacyjna. Hormeza radiacyjna to bardzo prawdopodobny korzystny wpływ małych dawek promieniowania jonizującego na żywe organizmy, polegający m.in. na zmniejszeniu prawdopodobieństwa zachorowania na nowotwory złośliwe i inne choroby o podłożu genetycznym. Poprawność modelu hormezy radiacyjnej została wykazana w wielu doświadczeniach (także na badaniach populacji ludzkiej zamieszkałej w rejonach o podwyższonym tle naturalnym), jednak oficjalnie przyjmuje się, iż dowody te nie są wystarczające do uznania tej hipotezy za poprawną. Mechanizm hormezy radiacyjnej polega na stymulowaniu komórkowych mechanizmów naprawczych w obszarze małych dawek, co powoduje spadek liczby uszkodzeń DNA prowadzących do powstawania nowotworów ze wzrostem dawki promieniowania. W ciągu ubiegłych kilkudziesięciu lat opublikowano około 6000 prac potwierdzających istnienie zjawiska hormezy zarówno w przypadku promieniowania jonizującego, jak i wielu innych czynników fizycznych i chemicznych, które w dużych dawkach są szkodliwe, a w małych dobroczynne. Jest to zjawisko występujące powszechnie w świecie biologicznym i badane intensywnie w wielu dziedzinach nauki. Badania korelacji między tłem promieniowania, a umieralnością na nowotwory prowadzono wielokrotnie w Stanach Zjednoczonych. 163 Okazało się, że we wszystkich stanach o podwyższonym tle promieniowania umieralność na nowotwory jest mniejsza od przeciętnej. Przed przeprowadzeniem badań oczekiwano, że umieralność na nowotwory będzie rosła o około 350 zgonów na mieszkańców na każdy 1 msv/rok. Wyniki nie wykazały takich tendencji, a wręcz przeciwne. Jak widać na rys , spośród 14 stanów o tle promieniowania powyżej 1,4 msv/rok, w 12 stanach umieralność na nowotwory była bardzo wyraźnie poniżej średniej dla USA, w jednym tylko nieco niższa, i tylko w jednym nieco wyższa. 162 Duport Ph.: Low-Dose Radiation and Risk: A Perspective, Centre for Low-Dose Radiation Research, Institute of the Environment, University of Ottawa, January 2002) 163 Frigerio, N.A., Stowe, R.S., Carcinogenic and genetic hazards from background radiation, in: Proc. of a Symp. on Biological Effects of Low-Level Radiation Pertinent to Protection of Man and His Environment, (Chicago 3-7 Nov. 1975), IAEA, Vienna (1976) 236

237 Rys Umieralność na nowotwory w funkcji tła naturalnego w różnych stanach USA mierzona na mieszkańców. Linia pozioma i żółte kółko oznaczają średnią umieralność i tło promieniowania w USA. [źródło: A. Strupczewski: Nie bójmy się energetyki jądrowej, WNT Warszawa 2010]. Dane te potwierdzają także ilustracje i 5.16., przedstawiające moc dawki ekspozycyjnej na wysokości 1 m nad ziemią w USA oraz umieralność na nowotwory w poszczególnych stanach. Widoczna jest wyraźna korelacja pomiędzy wyższą mocą dawki a niższym wskaźnikiem umieralności na nowotwory. 164 Rys Narażenie na ziemskie promieniowanie gamma na wysokości 1 m nad ziemią w USA. [źródło: A. Strupczewski: Nie bójmy się energetyki jądrowej, WNT Warszawa 2010]. 164 P. Duport: Low Dose Radiation and Risk, Ottawa University, Institute of Environment, Intern. Centre for Low Dose Radiation Research, January

238 Rys Umieralność na nowotwory w USA. [źródło: A. Strupczewski: Nie bójmy się energetyki jądrowej, WNT Warszawa 2010]. Przedstawione wyniki szerokich badań nad wpływem małych dawek promieniowania na indukcję nowotworów mogą potwierdzać teorię hormezy radiacyjnej. Jednakże eksperci zajmujący się ochroną przed promieniowaniem przyjęli hipotezę liniową bezprogową LNT jako narzędzie mające zapewnić, że promieniowanie powodowane przez działalność człowieka będzie minimalne. Zasada redukcji dawek promieniowania jest obowiązująca w całej energetyce jądrowej. Jest to tzw. zasada ALARA - As Low As Reasonably Achievable tak mało jak to rozsądnie możliwe. Zasada ta, jak i sama hipoteza LNT, zostały przyjęte dla uproszczenia ochrony radiologicznej i ułatwienia jej administracji. Zasada ta uzasadniana jest twierdzeniem, że dopóki nie wiemy, czy małe dawki nie powodują pewnych ujemnych skutków, przezorność wymaga by unikać napromieniowania ludzi, o ile nie jest to równoważone odnoszonymi korzyściami Podstawowe zasady ochrony radiologicznej Mianem ochrony radiologicznej określa się zespół środków technicznych i organizacyjnych mających na celu ochronę ludzi przed promieniowaniem jonizującym i jego skutkami. Jednym z podstawowych zadań ochrony radiologicznej jest wcześniejsza ocena dawek, na jakie mogą być narażeni ludzie, czy to pracujący ze źródłami promieniowania, czy też ludzie z promieniowaniem nie związani profesjonalnie. Do tego celu służy właśnie cały szereg dawek i innych wielkości fizycznych opisujących poziomy promieniowania i jego działanie na materię nieożywioną oraz organizmy żywe. Jeżeli znana jest aktywność i rodzaj źródła promieniowania wyznaczenie dawki, jaką może otrzymać człowiek na nie narażony nie stanowi zwykle problemu. W najprostszym przypadku, dla punktowego źródła promieniowania gamma lub X (tzn. takiego, którego rozmiary są bardzo małe w porównaniu do odległości, w której obliczamy dawkę) wzór określający wartość dawki pochłoniętej ma postać: r A t D = 2 k l gdzie: D - dawka pochłonięta, r - równoważna wartość stałej ekspozycyjnej (parametr charakterystyczny dla danego izotopu promieniotwórczego), 238

239 A l k t - aktywność źródła, - odległość od źródła, - krotność osłabienia promieniowania przez zastosowaną osłonę, - czas narażenia na działanie promieniowanie. W przypadku źródeł liniowych lub powierzchniowych oraz innych rodzajów promieniowania równanie to przyjmuje bardziej skomplikowaną postać, jednak jego podstawowy charakter nie zmienia się. Oznacza to, że otrzymana dawka promieniowania od źródła o określonej aktywności i rodzaju zależy od odległości w jakiej się znajdujemy, zastosowanych osłon przed promieniowaniem oraz czasu narażenia na jego działanie. Zależność ta wyraża właśnie trzy podstawowe zasady ochrony radiologicznej: I. Im dalej jesteśmy od źródła, tym bezpieczniej. II. Im krócej przebywamy w polu promieniowania, tym bezpieczniej. III. Im lepsze zastosujemy osłony, tym bezpieczniej. Zasady te zostały zilustrowane na rysunku przy pomocy postaci o różnych intensywnościach barw, symbolizujących otrzymaną dawkę w zależności od odległości, czasu i użytej osłony. Oczywiście w praktyce stosuje się zwykle kombinacje wszystkich trzech zasad ochrony radiologicznej w celu zminimalizowania narażenia na promieniowanie. Problem minimalizacji dawek związany jest zwykle z pewnymi nakładami finansowymi ponoszonymi na działania ochronne. Rys Zasady ochrony radiologicznej. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Oczywiście w praktyce stosuje się zwykle kombinacje wszystkich trzech zasad ochrony radiologicznej w celu zminimalizowania narażenia na promieniowanie. Problem minimalizacji dawek związany jest zwykle z pewnymi nakładami finansowymi ponoszonymi na działania ochronne. Na świecie obowiązuje obecnie ogólna zasada, w myśl której narażenie powinno być tak małe, jak to jest tylko ekonomicznie uzasadnione. Zasada ta oznacza, że należy ponosić dodatkowe nakłady na ochronę radiologiczną, aż do poziomu, przy którym dalsze zwiększanie kosztów daje bardzo małe dodatkowe efekty ochronne. 239

240 Uzupełnieniem tych teoretycznych rozważań są w rzeczywistości pomiary dawek wykonywane przez specjalne służby dozymetryczne za pomocą całego szeregu urządzeń, zwanych dawkomierzami (dozymetrami), odpowiednich dla danego rodzaju promieniowania i źródła. Wszystkie obiekty jądrowe oraz te, w których stosuje się substancje promieniotwórcze lub promieniowanie jonizujące, posiadają zorganizowane służby dozymetryczne i procedury organizacyjne umożliwiające prognozowanie stanu radiacyjnego obiektu, ocenę otrzymywanych przez pracowników dawek oraz szybką reakcję na sytuacje wypadków czy też zdarzeń radiacyjnych. W myśl polskich przepisów regulujących zasady pracy obiektów jądrowych wyznacza się na obszarze takiego obiektu tzw. teren kontrolowany i teren nadzorowany. Teren kontrolowany to obszar o kontrolowanym dostępie, objęty specjalnymi przepisami mającymi na celu ochronę przed promieniowaniem jonizującym lub rozprzestrzenianiem się skażeń promieniotwórczych. Teren nadzorowany natomiast to obszar objęty specjalnym nadzorem, w celu ochrony przed promieniowaniem jonizującym. Rozporządzenie Rady Ministrów z dn roku w sprawie podstawowych wymagań dotyczących terenów kontrolowanych i nadzorowanych określa m.in. sposób oznakowania tych terenów, warunki dostępu i opuszczania tych terenów dla pracowników i innych osób oraz warunki, jakie muszą być spełnione dla wykonywania pomiarów dozymetrycznych w środowisku pracy na tych terenach. Pomiary dozymetryczne umożliwiają każdorazowo ciągłą ocenę warunków pracy, w tym ocenę narażenia pracowników i innych osób znajdujących się na terenach kontrolowanych albo nadzorowanych, kontrolę przestrzegania limitów użytkowych dawek określonych w zezwoleniu na prowadzenie działalności na tych terenach, weryfikację granic terenu kontrolowanego i nadzorowanego, a także ocenę narażenia osób znajdujących się poza tymi terenami, spowodowanego prowadzoną działalnością, w tym w wyniku usuwania substancji promieniotwórczych z tych terenów. Rys Manualny pomiar promieniowania przy obiekcie jądrowym. Kontrola radiologiczna terenów obiektów jądrowych prowadzona jest za pomocą dozymetrycznych systemów automatycznych monitorujących ogólną sytuację radiacyjną, za pomocą indywidualnych dawkomierzy osobistych oraz z wykorzystaniem ręcznych pomiarów uzupełniających. Tak zorganizowana kontrola dozymetryczna umożliwia prognozowanie dawek oraz wczesną reakcję na otrzymanie przez danego pracownika podwyższonej dawki promieniowania. Ilustracja przedstawia sposób przeprowadzania pomiarów 240

241 dodatkowych na terenach poza obiektami jądrowymi przy pomocy przenośnego miernika promieniowania. Dawki maksymalne, jakie mogą otrzymać ludzie z tytułu pracy w warunkach narażenia na promieniowanie jonizujące oraz ludzie z ogółu ludności, tzw. dawki graniczne, określone są w Rozporządzeniu Rady Ministrów z dn roku w sprawie dawek granicznych promieniowania jonizującego (Dz. U. nr 20, poz. 168). Na rys przedstawiono wartości dawek granicznych obowiązujące obecnie w Polsce. Należy podkreślić, że dawki graniczne określone w polskich przepisach są zgodnie z międzynarodowymi wytycznymi w tym zakresie. Rys Dawki graniczne promieniowania jonizującego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 241

242 5.4 Tło promieniowania jonizującego Promieniowanie jonizujące wokół nas Promieniowanie jonizujące nie pojawiło się na Ziemi wraz ze skonstruowaniem pierwszego aparatu rentgenowskiego, pierwszego reaktora jądrowego, czy też wraz z wybuchem pierwszej bomby jądrowej. Istniało ono na Ziemi od zawsze, od początku swego istnienia człowiek rozwijał się w "morzu" promieniowania jonizującego. Natura przystosowawszy nasze organizmy do poziomów intensywności promieniowania istniejącego na Ziemi nie wyposażyła nas jednak w żadne zmysły pozwalające na jego postrzeganie. Dopiero odkrycia wielkich naukowców - Wilhelma Roentgena, Henri Becquerela, czy Marii Curie- Skłodowskiej - pozwoliły nam poznać jego naturę oraz wykorzystać je w nauce, technice i medycynie. Rysunek przedstawia symbolicznie główne źródła promieniowania jonizującego istniejące obecnie w otaczającym nas świecie. Najpoważniejszym z nich jest Kosmos. Wszystkie gwiazdy, w tym nasze Słońce, emitują promieniowanie jonizujące powstające podczas zachodzących w nich reakcji jądrowych. Atmosfera Ziemi chroni nas skutecznie przed szkodliwym nadmiarem tego promieniowania tak, że promieniowanie kosmiczne zaczyna być istotne dla człowieka jedynie podczas lotów kosmicznych lub lotów samolotami na dużych wysokościach. Rys Promieniowanie jonizujące wokół nas. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Dla przeciętnego człowieka największym źródłem promieniowania jest powietrze, w którym znajdują się naturalne izotopy promieniotwórcze w postaci pyłów lub gazów. Najważniejszym z nich jest promieniotwórcze izotopy radonu oraz produkty ich rozpadu. Źródłem radonu są naturalne izotopy szeregu uranowego i torowego zawarte w skorupie ziemskiej, skąd radon, jako gaz migruje do atmosfery. Zagadnienia związane z oddziaływaniem radonu omówione zostaną w dalszej części materiału. 242

243 Inne izotopy naturalne znajdujące się w skorupie ziemskiej są odpowiedzialne za promieniowanie jonizujące docierające do nas z gruntu oraz ścian budynków, w których przebywamy. Intensywność tego promieniowania zależy istotnie od rodzaju podłoża skalnego i zmienia się o kilkaset razy w różnych miejscach na Ziemi. Najwyższe poziomy promieniowania ziemskiego obserwowane są na terenach o podłożu pochodzenia wulkanicznego, np. na wschodnich wybrzeżach Brazylii, w środkowym Iranie (Ramsar) oraz w Indiach na półwyspie Dekan. Istotną rolę w napromieniowaniu naszego organizmu odgrywa również żywność jaką spożywamy. Wraz z nią wprowadzamy do wnętrza organizmu substancje promieniotwórcze pochodzenia naturalnego, głównie promieniotwórczy izotop potasu K-40, oraz izotopy pochodzenia sztucznego, które kumulowane są w roślinach i organizmach zwierzęcych z otoczenia. Na skutek tego każdy człowiek posiada własne, wewnętrzne źródło promieniowania. Sztuczne izotopy promieniotwórcze znajdujące się obecnie w naszym środowisku naturalnym pochodzą z bardzo różnych dziedzin działalności człowieka. Jednym z ważniejszych ich źródeł są reaktory jądrowe wykorzystywane w energetyce, badaniach naukowych, produkcji izotopów i technice militarnej. Urządzenia te powodują zarówno nieznaczne podniesienie poziomu promieniowania jonizującego w najbliższym otoczeniu, jak również są miejscem powstawania odpadów promieniotwórczych. Ich normalne działanie stanowi niewielkie zagrożenie, poważne w skutkach mogą być jedynie awarie tych obiektów związane z uwolnieniem do środowiska znacznych ilości substancji radioaktywnych. Największym sztucznym źródłem promieniowania jonizującego jest jednak medycyna, gdzie na bardzo szeroką skalę wykorzystuje się materiały promieniotwórcze i urządzenia emitujące promieniowanie w diagnostyce i terapii rentgenowskiej i izotopowej. Powszechne stosowanie technik radiologicznych w badaniu i leczeniu ludzi przynosi ogromne korzyści, chociaż związane jest z napromieniowaniem organizmu człowieka oraz produkcją dużych ilości odpadów radioaktywnych. Kolejnym źródłem promieniowania jonizującego są przedmioty powszechnego użytku takie, jak telewizory, ekrany monitorów komputerowych, przeciwpożarowe czujki dymu, zegarki i inne przedmioty malowane farbami luminescencyjnymi. Poziomy promieniowanie emitowanego przez te urządzenia są bardzo niewielkie, mamy jednak z nimi do czynienia na co dzień. Jeszcze szerzej stosuje się techniki radiacyjne w przemyśle. Skala zastosowań jest tu bardzo szeroka, począwszy od defektoskopów, poprzez mierniki grubości i wagi izotopowe, aż do radiacyjnego konserwowania żywności. Należy również pamiętać, że spore ilości substancji promieniotwórczych dostają się do naszego środowiska podczas procesów spalania paliw kopalnych i przerobu różnego rodzaju minerałów. Są to naturalne izotopy zawarte w kopalinach, których stężenie po przeróbce lub spaleniu znacznie wzrasta w uzyskiwanych produktach lub odpadach. Ostatnim źródłem promieniowania, z którym ludzkość ciągle jeszcze ma do czynienia są sztuczne materiały radioaktywne wprowadzone do atmosfery podczas próbnych wybuchów bomb jądrowych prowadzonych głównie w latach 50-tych i 60-tych. Substancje te, praktycznie równomiernie rozproszone w wysokich warstwach stratosfery, tworzą opad promieniotwórczy stanowiący ciągle istotny składnik globalnego narażenia na promieniowanie jonizujące. Poziomy promieniowania od tego opadu złożonego z długożyciowych izotopów radioaktywnych są obecnie kilkadziesiąt razy niższe, niż w okresie maksymalnego natężenia prób z bronią jądrową, na przełomie lat 50-tych i 60-tych. 243

244 Tło promieniowania jonizującego Mianem tła promieniowania jonizującego określany jest poziom promieniowania istniejącego na danym terenie, a pochodzącego zarówno od naturalnych, jak i stale już obecnych w naszym otoczeniu sztucznych źródeł promieniowania. Wielkość dawki otrzymywanej rocznie od tła promieniowania jonizującego różni się istotnie w zależności od miejsca zamieszkania. Spowodowane jest to różnicami w budowie geologicznej podłoża, w wysokościach terenu nad poziomem morza, w rodzajach zabudowy mieszkalnej, wreszcie w diecie oraz poziomie rozwoju cywilizacyjnego i przemysłowego. Warty zauważenia jest fakt, że mieszkańcy krajów wysokorozwiniętych otrzymują sporo większe dawki ze względu na istotny udział powszechnego stosowania źródeł promieniowania w medycynie i przemyśle. Na rysunku przedstawiono procentowy udział poszczególnych źródeł promieniowania jonizującego w narażeniu przeciętnego człowieka w Polsce. Średnia dawka roczna jaką otrzymujemy jest od kilku lat stała i wynosi ok. 3,2 msv. Nieco wyższą dawkę dostają mieszkańcy terenów górskich, szczególnie w Sudetach i na Dolnym Śląsku, oraz mieszkańcy obszarów o dużym zanieczyszczeniu powietrza gazami i pyłami pochodzącymi ze spalania węgla i z obecności hałd odpadowych żużli i popiołów. Bardziej narażeni są również ludzie często diagnozowani i leczeni metodami radiologicznymi i nuklearnymi. Rys Tło promieniowania jonizującego w Polsce 2009 rok. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. 72,9 % tej dawki, to znaczy ok. 2,33 msv, pochodzi ze źródeł czysto naturalnych. Najpoważniejsze z nich to gazy i pyły promieniotwórcze obecne w powietrzu, którym oddychamy, głównie radon oraz produkty jego rozpadu - promieniotwórcze izotopy polonu, ołowiu, bizmutu i talu. Tworzą one łącznie roczną dawkę rzędu 1,3 msv, czyli ok. 40,8 % całej dawki od tła. Pozostałe naturalne izotopy promieniotwórcze zawarte w ziemi oraz materiałach budowlanych, z których wykonane są nasze domy, dodają nam średnio po ok. 0,46 msv rocznie (14,5 % całej dawki), przy czym tutaj rozrzut jest już dużo większy. 244

245 Ok. 0,28 msv (8,9 % całej dawki) otrzymujemy rocznie od promieniowania kosmicznego, oczywiście mieszkańcy Wybrzeża dostają mniej, a mieszkańcy Zakopanego i okolic najwięcej. Wraz z pożywieniem wchłaniamy rocznie izotopy promieniotwórcze będące źródłem dawki równej ok. 0,28 msv (8,7 % całego tła) i jest to wskaźnik dość równomierny na terenie całego kraju. 165 Pozostałą część całkowitej rocznej dawki od tła promieniowania (27,1 %) otrzymujemy ze źródeł sztucznych. Wynosi ona ok. 0,87 msv. Dominujący składnik (26,6 % całej dawki od tła) stanowi tu dawka pochodząca z medycznych, ale tylko diagnostycznych, zastosowań promieniowania jonizującego. Nie oznacza to, że każdy z nas dostaje przy okazji badań rentgenowskich po ok. 0,85 msv rocznie, lecz jest to średnia dawka na jednego mieszkańca Polski wynikająca ze stosowania wyższych dawek w bardziej skomplikowanych badaniach diagnostycznych powodującej bardzo wysokie narażenie nielicznej grupy ludzi. Ok. 0,01 msv (0,30% całej dawki) pochodzi od przemysłowych oraz różnych innych zastosowań źródeł promieniowania. Można tu wymienić energetykę jądrową, defektoskopy, różnego rodzaju przemysłowe mierniki izotopowe, "świecące" zegarki, glazury i materiały do wyrobu sztucznych zębów uszlachetniane uranem, czujki dymu, ekrany telewizorów kolorowych i monitory komputerowe, rozruszniki serca z bateriami jądrowymi, urządzenia kontrolujące bagaże w portach lotniczych i wiele innych. Opad promieniotwórczy, którego źródłem są sztuczne izotopy wyniesione do wysokich warstw atmosfery przy próbnych wybuchach bomb jądrowych, tworzy nam obecnie dawkę rzędu 0,006 msv rocznie (0,20 % całej dawki od tła) Promieniowanie kosmiczne Pierwotne promieniowanie kosmiczne dochodzi do Ziemi w 80% z dalekich obszarów przestrzeni kosmicznej oraz w 20% ze Słońca. Stanowią je różne, wysokoenergetyczne cząstki, głównie protony oraz lekkie jądra. Podczas zderzeń z atomami pierwiastków znajdujących się w atmosferze wywołują one reakcje jądrowe, będące źródłem tzw. wtórnego promieniowania kosmicznego. Powstają wówczas różne radionuklidy, m.in. tryt, czyli ciężki promieniotwórczy izotop wodoru H-3, oraz izotop węgla C-14. Natężenie tego promieniowania, wahające się nieco w rytmie występowania plam słonecznych, rozłożone jest na Ziemi bardzo nierównomiernie. Większe jest na obu biegunach, a mniejsze w okolicach równikowych, co związane jest z charakterem ziemskiego pola magnetycznego. Tarczę ochronną przed promieniowaniem kosmicznym dla organizmów żyjących na powierzchni Ziemi stanowi atmosfera. Stąd biorą się znaczne różnice jego intensywności wraz z wysokością terenu nad poziomem morza. Roczna dawka od tego promieniowania otrzymywana przez mieszkańców Zakopanego jest prawie 2-krotnie wyższa (ok. 0,38 msv) od dawki otrzymanej przez ludzi żyjących nad morzem. Na szczytach Tatr, Giewoncie, Kasprowym Wierchu, czy Rysach, jest to już ponad 3 razy więcej niż nad morzem, na szczytach Alp ponad 10 razy więcej, zaś na Mount Everest w Himalajach dawka od promieniowania kosmicznego jest ponad 100 razy wyższa niż na poziomie morza. Ponieważ większość ludzi na naszej planecie zamieszkuje tereny położone na niewielkich wysokościach średnia dawka od promieniowania kosmicznego wynosi na Ziemi ok. 0,3 msv na rok. W Polsce dawka ta jest bardzo podobna i sięga wartości ok. 0,28 msv. Promieniowanie to stanowi istotny składnik rocznej dawki od tła naturalnego jedynie dla niewielkiej części populacji żyjącej w wysokich terenach gór (Tybet, Andy). 165 PAA - Działalność Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki oraz ocena stanu bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej w Polsce w 2009 roku, Warszawa, czerwiec 2010 roku. 245

246 Rys Promieniowanie kosmiczne. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Narażenie na promieniowanie wzrasta gwałtownie podczas wszelkiego rodzaju lotów samolotami, szczególnie odrzutowymi na wysokości ok m n.p.m. Na tej wysokości dawka roczna od promieniowania kosmicznego wynosi ok. 45 msv, co oznacza, że podczas godziny lotu otrzymujemy dawkę ok. 0,005 msv. Na szczęście loty samolotami trwają krótko, toteż w czasie przelotu Warszawa - Nowy Jork pasażer musi pogodzić się jedynie z dawką ok. 0,04-0,05 msv, równą mniej więcej dwumiesięcznej dawce na poziomie morza. Ocenia się obecnie, że podróże lotnicze wnoszą do globalnej dawki kolektywnej ludności ok. 200 osobosiwertów rocznie. Oczywiście daleko poważniejszy problem stanowią loty kosmiczne, lecz na razie dotyczy to tylko pojedynczych ludzi na Ziemi Promieniotwórczy radon Dopiero niedawno stwierdzono, że najpoważniejszym naturalnym źródłem narażenia na promieniowanie jonizujące jest promieniotwórczy gaz - radon, a właściwie jego dwa izotopy Rn-220 i Rn-222. Oba te izotopy powstają w ramach naturalnych szeregów promieniotwórczych, których źródłami są U-238 (dla izotopu Rn-222) i Th-232 (dla izotopu Rn-220). Uran i tor ze względu na okres półrozpadu rzędu miliardów lat, są stale obecne w skorupie ziemskiej i podlegają przemianom jądrowym. Radon powstający w obu szeregach migruje do atmosfery, skąd możemy go wdychać, a następnie rozpada się tworząc alfa i beta promieniotwórcze izotopy polonu, bizmutu, ołowiu i talu. Sam radon nie jest szczególnie groźny, gdyż jako gaz szlachetny jest szybko wydalany z organizmu. Większe znaczenie mają właśnie produkty jego rozpadu, a szczególnie te krótkożyciowe (o łącznym okresie półrozpadu ok. 50 minut), które są alfa promieniotwórcze. One ze względu na wysoki czynnik wagowy promieniowania alfa decydują o narażeniu tkanek układu oddechowego i całego organizmu. Dawkę od radonu, stanowiącą 54,2 % dawki od wszystkich źródeł naturalnych promieniowania, otrzymujemy w przeważającej mierze wewnątrz budynków. 246

247 Przedostaje się on tam z podłoża (szczególnie do piwnic) migrując poprzez konstrukcje budowlane i szczeliny oraz bezpośrednio ze ścian budynków, gdzie powstaje na skutek rozpadu zawartych w materiałach budowlanych izotopów promieniotwórczych. Dlatego też zwraca się ostatnio szczególną uwagę na rodzaj stosowanych materiałów budowlanych. Najbezpieczniejsze jest pod tym względem drewno, a najgroźniejsze materiały wykonane z domieszką surowców pochodzących ze spalania węgla, tj. żużla i popiołów lotnych zawierających skoncentrowane w procesie spalania ilości substancji promieniotwórczych, głównie radu. Źródłem radonu w budynkach są też woda pochodząca z lokalnych ujęć głębinowych oraz gaz ziemny. Dlatego też często obserwuje się najwyższe stężenia radonu w łazienkach. Rys Radon w budynkach mieszkalnych. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Najskuteczniejszą metodą pozbywania się radonu z pomieszczeń mieszkalnych jest ich wietrzenie. Potwierdzają to obserwacje zmian koncentracji radonu w zależności od pory roku, co jest związane z oszczędzaniem energii cieplnej i rzadszym wietrzeniu mieszkań w okresie zimowym, jak również w zależności od pory dnia. Najwyższe stężenia występują w czasie nocy i podczas nieobecności w domu, gdy nasze mieszkania są słabo przewietrzane. Dotychczas przeprowadzone badania wykazały, że stężenie radonu w polskich mieszkaniach waha się od 4 do 600 Bq/m 3. Bardzo poważnym problemem jest narażenie górników kopalni węgla kamiennego w Polsce na promieniowanie radonu. Ocenia się, że średnie roczne dawki promieniowania z tego tytułu sięgają u tej grupy zawodowej dodatkowo 1,9 msv, a maksymalne 13 msv. 247

248 Dawki w diagnostyce medycznej Medycyna, a dokładnie mówiąc diagnostyka medyczna, była pierwszą dziedziną życia i gospodarki człowieka, w której zastosowano praktycznie promieniowanie jonizujące. Pierwszymi urządzeniami wykorzystującymi promieniowanie dla dobra ludzkości były aparaty rentgenowskie. I chociaż dzisiaj nie ma praktycznie gałęzi gospodarki, w której nie posługiwano by się źródłami promieniowania, to w dalszym ciągu właśnie w medycynie stosuje się je na najszerszą skalę. Ciekawym efektem socjologicznym jest fakt, że pomimo poznania szkodliwych skutków promieniowania dla organizmu człowieka, zasadność stosowania technik radiologicznych w diagnozowaniu i leczeniu ludzi nigdy i nigdzie nie budziła zastrzeżeń i sprzeciwów. Korzyści zdrowotne osiągane dzięki tym technikom są bezsporne, a jednocześnie jak się okazało proporcjonalne do kolektywnej dawki promieniowania otrzymywanej przez daną populację z tytułu medycznych zastosowań źródeł radiacji. Tym niemniej również w przypadku diagnostycznego i terapeutycznego wykorzystania promieniowania jonizującego obowiązuje naczelna zasada ochrony radiologicznej obligująca do ograniczania dawki otrzymanej przez pacjenta do poziomów minimalnych, racjonalnych z punktu widzenia niezbędnych do osiągnięcia efektów medycznych. Dlatego niezmiernie ważnym zagadnieniem jest dokładna znajomość dawek otrzymywanych przez badane i leczone osoby podczas zabiegów z wykorzystaniem promieniowania jonizującego. Problemem tym, oraz nie mniej ważnym problemem narażenia personelu medycznego pracującego na co dzień ze źródłami promieniowania, zajmują się liczne grupy specjalistów na całym świecie. Z tego względu właśnie medycyna dostarcza obecnie najwięcej danych na temat skutków oddziaływania promieniowania na organizm ludzki. Oczywiście dawki otrzymywane przy poszczególnych rodzajach zabiegów zależą od stosowanych urządzeń i celów do jakich są wykorzystywane. Z największymi dawkami mamy do czynienia przy wykorzystaniu promieniowania w terapii medycznej, głównie dla leczenia chorób nowotworowych. Stosowanie silnego zewnętrznego napromieniowania, bądź wprowadzanie do wnętrza organizmu silnie promieniujących radionuklidów, powoduje zniszczenie komórek rakowych, bardziej promienioczułych niż inne komórki ciała, okupione jest jednak zwykle dawkami rzędu kilkudziesięciu, a nawet kilku tysięcy msv. Daleko mniejsze dawki otrzymują pacjenci podczas diagnostyki rentgenowskiej i izotopowej, polegającej na wprowadzeniu do wnętrza organizmu, bądź tylko do jednego wybranego organu, np. tarczycy, określonych izotopów promieniotwórczych. Przeciętne poziomy tych dawek przedstawiono w postaci grafów na rysunku 5.24., oddzielnie dla diagnostyki rentgenowskiej oraz radioizotopowej. Jak widać im poważniejsze są badania, tym większe dawki promieniowania otrzymuje pacjent. Zaprezentowane dane dotyczą najnowszych technik diagnostycznych oraz nowoczesnych urządzeń stosowanych w wysokorozwiniętych i bogatych krajach, do których należy także Polska. Dawki otrzymywane w polskich placówkach medycznych nie odbiegają od średnich europejskich. 248

249 Rys Dawki w diagnostyce medycznej. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA] Przemysłowe zastosowania promieniowania jonizującego Trudno wyobrazić sobie funkcjonowanie gospodarki rozwiniętego, nowoczesnego kraju bez stosowania w praktycznie wszystkich gałęziach przemysłu urządzeń wykorzystujących promieniowanie jonizujące. W wielu dziedzinach życia i działalności człowieka jest to już tak powszechne, że nie zauważamy tych urządzeń i nie zwracamy na nie uwagi, dopóki nie dostrzeżemy charakterystycznego znaku czerwonej koniczynki na żółtym tle. Na rysunku przedstawiono w sposób symboliczny jedynie kilka podstawowych i najważniejszych zastosowań technik radiacyjnych w przemyśle. Większość z nich opiera się na własnościach promieniowania jonizującego polegających na zdolności promieniowania do przenikania przez materię, na zdolności materii do osłabiania promieniowania oraz na możliwości bardzo precyzyjnego pomiaru intensywności promieniowania. W oparciu o te zasady działają wszelkiego rodzaju mierniki i wskaźniki poziomu skroplonych gazów i innych cieczy lub materiałów sypkich, mierniki grubości, np. blach walcowanych na gorąco, czy powłok lakierniczych, oraz wagi izotopowe stosowane w górnictwie oraz energetyce do ciągłego pomiaru przesyłanych taśmociągami mas węgla i innych materiałów. Wykorzystuje się tam zmianę intensywności promieniowania przechodzącego przez daną warstwę materiału pochłaniającego wraz ze zmianą grubości tej warstwy. 166 Dane wg informacji na stronie Zakładu Medycyny Nuklearnej Regionalnego Szpitala Specjalistycznego im. dr Wł. Biegańskiego w Grudziądzu, PAA - Działalność Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki oraz ocena stanu bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej w Polsce w 2009 roku, Warszawa, czerwiec 2010 roku. 249

250 Rys Przemysłowe zastosowania promieniowania jonizującego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA]. Szczególnym przypadkiem tej cechy promieniowania jest szeroko stosowana w przemyśle defektoskopia rentgenowska i radioizotopowa, gdzie dodatkowo wykorzystuje się klisze fotograficzne zaczerniane przez promieniowanie w stopniu proporcjonalnym do jego intensywności, dla uzyskania obrazów struktury wewnętrznej konstrukcji stalowych, rurociągów, łopatek turbin i innych elementów. Powszechnie stosowane są też działające na podobnej zasadzie przeciwpożarowe czujki dymu, w których źródłem alarmu jest pojawienie się pomiędzy źródłem promieniowania a detektorem drobin dymu osłabiających promieniowanie. W tym przypadku, podobnie jak w przypadku stosowania farb luminescencyjnych do oznaczania np. dróg ewakuacji z pomieszczeń, promieniowanie wkracza do naszego życia codziennego, do kin, teatrów, szpitali i innych gmachów użyteczności publicznej. Coraz częściej wykorzystywane są izotopy promieniotwórcze do śledzenia procesów dynamicznych w przemyśle oraz nauce. Mówimy o tzw. znacznikach izotopowych pozwalających np. na śledzenie rozprzestrzeniania się zanieczyszczeń w środowisku, procesów chemicznych zachodzących w zakładach produkcji tworzyw sztucznych lub wykrywanie nieszczelności przewodów i rurociągów. Odmianą tej metody jest analiza aktywacyjna pozwalająca na ocenę zanieczyszczeń danych wyrobów, np. wysokozintegrowanych elementów elektronicznych, na poziomie atomowym. Biologiczne, w tym bakteriobójcze, działanie promieniowania jonizującego wykorzystywane jest do radiacyjnego konserwowania żywności oraz dezynfekcji sal szpitalnych i narzędzi chirurgicznych. W procesie modyfikacji własności fizycznych materiałów za pomocą promieniowania korzysta się z jego zdolności do zmian struktury wewnętrznej substancji pod wpływem dostarczanej energii i oddziaływań na poziomie molekularnym. Tymi metodami podnoszona jest wytrzymałość stali, zmienia się barwę szkła i tworzyw sztucznych oraz produkuje tworzywa termokurczliwe. 250

251 Oczywiście najbardziej spektakularnym wykorzystaniem zjawisk jądrowych jest energetyka jądrowa oraz małe jądrowe źródła energii stosowane w statkach kosmicznych oraz np. w trudnodostępnych automatycznych stacjach meteorologicznych. Obecnie działa na świecie ponad 440 energetycznych reaktorów jądrowych, nie licząc badawczych i militarnych, wytwarzających w skali globalnej ok. 15 % energii elektrycznej Dawki kolektywne od różnych źródeł promieniowania jonizującego Odkrycie zjawisk promieniotwórczości materii i szerokie zastosowanie źródeł promieniowania w medycynie, nauce, przemyśle i życiu codziennym człowieka spowodowało niewątpliwie wzrost narażenia radiacyjnego całej populacji ludzkiej na kuli ziemskiej. Bardzo istotnym wydaje się ocena tego dodatkowego narażenia w stosunku do istniejącego na Ziemi naturalnego tła promieniowania jonizującego, do którego nasze organizmy zostały ewolucyjnie przystosowane. Porównanie takie pozwoliłoby stwierdzić, czy działania człowieka w tej dziedzinie istotnie wpłynąć mogą na kondycję zdrowotną ludzkości, czy nasz gatunek może być zagrożony z tytułu nadmiernego wzrostu dawki promieniowania. Przybliżoną miarą średniego narażenia radiacyjnego dużych populacji ludzkich jest dawka kolektywna. Niewiele mówi ona o indywidualnym zagrożeniu poszczególnych osobników lub nawet ich sporych grup, daje natomiast pewien obraz narażenia ludzkości jako całości. Na rysunku przedstawiono takie właśnie porównanie rocznych kolektywnych dawek promieniowania obliczonych dla całej populacji Ziemi, a pochodzących od różnych źródeł promieniowania, wnoszących największy wkład w całkowitą dawkę kolektywną. Wartości poszczególnych dawek proporcjonalne są do objętości symbolizujących je kul. Rys Dawki kolektywne od różnych źródeł promieniowania jonizującego. [źródło: Ochrona radiologiczna i dozymetria Laboratorium Środowiskowe SPECTRA] Sources and Effects of Ionizing Radiation. UNSCEAR 2008 Report to the General Assembly with Scientific Annexes, UN, New York

252 Jako wartość wyjściową przyjęto dawkę kolektywną od naturalnych źródeł promieniowania, wynoszącą w 2008 roku osobo-siwertów. Z tą wartością zestawione zostały wielkości dawek kolektywnych od innych źródeł promieniowania, które w powszechnym odczuciu społecznym stanowić mogą poważne zagrożenie dla istnienia i stanu zdrowotnego ludzkości. W tak skonstruowanej skali najpoważniejsze zagrożenie związane jest z dużymi awariami obiektów jądrowych, porównywalnymi swoimi rozmiarami do awarii elektrowni jądrowej w Czarnobylu. Jednakże dodatkowa dawka otrzymana przez całą populację ludzką w 2008 roku po tej awarii stanowi zaledwie 0,08 % dawki od źródeł naturalnych. Następne pod względem rozmiarów awarie jądrowych reaktorów energetycznych, w Windscale oraz Three Mile Island, wniosły dawki rzędu już tylko ułamków procenta w stosunku do dawki od naturalnego tła promieniowania. Cały przemysł jądrowy wnosi obecnie rocznie jedynie osobo-siwertów (łącznie z dawkami personelu elektrowni jądrowych), co stanowi ok. 0,008% dawki od tła. Dużo większe dawki otrzymuje ludzkość od opadu promieniotwórczego, będącego pozostałością po próbnych wybuchach bomb jądrowych dokonywanych głównie w latach 50-tych i 60-tych w atmosferze. Należy przy tym pamiętać, że dawka obecna jest kilkadziesiąt razy mniejsza od dawki od opadu obserwowanej na początku lat 60-tych. Na rysunku uwzględniono także dawkę kolektywną od medycznych zastosowań promieniowania, wynoszącej w 2008 roku ok osobo-siwertów. 5.5 Oddziaływanie elektrowni jądrowych na środowisko Uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska Jak wspomniano na wstępie tego opracowania nie ma działalności gospodarczej człowieka, która nie powodowałaby wytwarzania odpadów, bądź emisji zanieczyszczeń do środowiska. Dotyczy to również elektrowni jądrowych, z których uwalniane są do środowiska specyficzne dla tych obiektów zanieczyszczenia gazy promieniotwórcze oraz ciekłe i stałe odpady zawierające substancje promieniotwórcze. Ich pierwotnym źródłem są zachodzące w reaktorach przemiany jądrowe rozszczepienia jąder izotopów uranu i plutonu, w wyniku których podczas pracy reaktora w paliwie jądrowym powstają wysoko promieniotwórcze produkty rozszczepienia o ogromnych aktywnościach. O ile świeże uranowe paliwo jądrowe jest zupełnie bezpieczne i można bez obaw brać do ręki (aktywność właściwa naturalnego uranu wynosi 2, Bq/g), to aktywność właściwa produktów rozszczepienia uranu wzrasta ponad 10 miliardów razy aż do 3, Bq/g. Po rocznej pracy typowego reaktora wodnego powstaje w tzw. wypalonym paliwie około 3,2% różnych produktów rozszczepienia oraz około 0,9% plutonu i 0,1% innych aktynowców (z aktynem włącznie) 169. Oddziaływania neutronów z wodą chłodzącą reaktor, materiałem koszulek prętów paliwowych, materiałami konstrukcyjnymi rdzenia i zbiornika reaktora, a także zanieczyszczeniami gazowymi i ciekłymi rozpuszczonymi w wodzie chłodzącej, powodują reakcje jądrowe w atomach pierwiastków zawartych w tych materiałach, prowadzące do powstawania tzw. produktów aktywacji przemiany stabilnych izotopów w izotopy promieniotwórcze. 169 Wpływ elektrowni jądrowej na otoczenie autor dr inż. Grzegorz Jezierski - Politechnika Opolska ( Energetyka Cieplna i Zawodowa nr 1/2010). 252

253 Zdecydowana większość tych substancji promieniotwórczych, podobnie jak produktów rozszczepienia uranu, nie ma szans wydostania się na zewnątrz obiektu jądrowego. Są one zatrzymywane przez system kolejnych barier, które stanowią: materiał paliwowy w postaci stałych elementów ceramicznych, koszulki elementów paliwowych wykonane ze specjalnych stopów metali, stalowe ściany ciśnieniowego układu chłodzenia reaktora (reaktory PWR) lub obiegu wytwarzania pary (reaktory BWR), układy kondensacji pary umożliwiające redukcję ciśnienia, obudowa bezpieczeństwa reaktora - mocna i szczelna, często dwu-powłokowa (dla reaktorów III. generacji dwu-powłokowa obudowa jest obligatoryjna). W czasie normalnej eksploatacji elektrowni poprzez kolejne bariery (głównie poprzez ich mikronieszczelności) są w stanie przeniknąć jedynie gazowe i niektóre ciekłe produkty rozszczepienia i aktywacji. Pomimo iż są one wychwytywane w rozbudowanych systemach filtracji powietrza i oczyszczania ścieków, to jednak część z nich wydostaje się w sposób kontrolowany do otoczenia elektrowni. Uwolnienia te dotyczą głównie substancji lotnych, które trudno wychwycić i związać chemicznie, np. promieniotwórczych gazów szlachetnych izotopów ksenonu i kryptonu, a także promieniotwórczego izotopu wodoru trytu, związanego w cząsteczkach wody (w reaktorach wodnych). W niewielkich ilościach uwalniany jest także promieniotwórczy jod. Uwolnienia gazowe odbywają się w sposób kontrolowany poprzez wysoki komin wentylacyjny elektrowni, zapewniający odpowiednie wyniesienie promieniotwórczych gazów i szybkie ich rozproszenie w atmosferze. Według pesymizowanych szacunków normalnie pracująca elektrownia jądrowa o mocy 1000 MWe wprowadza rocznie do atmosfery nie więcej niż: 5, GBq gazów szlachetnych (Kr-85 i Xe-133) 5,6 GBq jodu I-131. Aby ułatwić zinterpretowanie jak małe są to wielkości warto przeprowadzić następujący eksperyment myślowy: 1. Otóż w przepisach ochrony środowiska w każdym kraju określone są wartości dopuszczalne stężeń poszczególnych zanieczyszczeń w powietrzu. Dotyczy to zarówno zawartości substancji promieniotwórczych (poszczególnych izotopów lotnych), jak i zanieczyszczeń chemicznych. Aby rozcieńczyć gazy emitowane z elektrowni różnych typów do wartości dopuszczalnych należy dodać do nich pewną objętość powietrza. 2. Do rozcieńczenia wyżej wymienionych ilości emitowanych rocznie z elektrowni jądrowej gazów promieniotwórczych do wartości dopuszczalnych potrzeba ok. 5, m 3 czystego powietrza. 3. Objętość czystego powietrza, niezbędna do rozcieńczenia do stężeń dopuszczalnych dwutlenku siarki emitowanego rocznie z elektrowni węglowej (bez instalacji odsiarczania) o mocy 1000 MWe, wynosi ok. 4, m 3, a więc jest prawie razy większa. 4. Dodatkowo zaznaczyć należy, że ponieważ promieniowanie jonizujące stanowi zagrożenie wywołujące duże obawy społeczne, to poziomy dopuszczalne stężeń substancji promieniotwórczych w powietrzu są dużo bardziej restrykcyjne, niż stężenia dopuszczalne konwencjonalnego dwutlenku siarki, z którym mamy do czynienia już od setek lat, i do którego niejako przyzwyczailiśmy się. Dane rzeczywiste dotyczące wielkości uwolnień substancji promieniotwórczych z elektrowni jądrowych do środowiska są dużo bardziej optymistyczne i szacunki i założenia poczynione na etapie projektowania. Szczególnie w ostatnich dekadach uczyniono bardzo wiele, aby zdecydowanie ograniczyć wielkości uwolnień gazowych do powietrza. Od dawna w 253

254 TBq/GWe.a GBq/GWe.a energetyce jądrowej obowiązuje tzw. zasada ALARA (z angielskiego: as low as reasonably achievable) 170, zgodnie z którą dążyć należy do utrzymania narażenia na promieniowanie pracowników obiektów jądrowych i okolicznej ludności na poziomie tak niskim, jak to możliwe w rozsądnych granicach. Konsekwentne stosowanie jej zasady doprowadziło do imponujących sukcesów. Szczegółowo są one prezentowane co kilka lat w Raportach Komitetu Naukowego ONZ ds. Skutków Promieniowania Atomowego (UNSCEAR). Na rys pokazano spadek uwolnień jodu, gazów szlachetnych i pyłów radioaktywnych do atmosfery z elektrowni jądrowych z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi (PWR) według danych z Raportu UNSCEAR z roku W ślad za postępującą redukcją rzeczywistych uwolnień substancji promieniotwórczych obniżane są również dopuszczalne normy uwolnień, które zawsze uwzględniają aktualny stan wiedzy na temat oddziaływania promieniowania jonizującego i techniki w zakresie ograniczania uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska. Fakt ten zapewnia, że nowe obiekty jądrowe zawsze będą projektowane i budowane z wykorzystaniem najnowszych osiągnięć wiedzy i techniki. Na rysunku przedstawiono także w postaci linii przerywanych dopuszczalne limity uwolnień rocznych określone dla gazów szlachetnych oraz jodu i aerozoli (pyłów) w europejskich przepisach bezpieczeństwa dla nowych reaktorów wodnych ciśnieniowych budowanych w Unii Europejskiej - European Utility Requirements (EUR) for LWR Nuclear Power Plants, Volume 1&2, Rev. C April Jak widać linie te znajdują powyżej wielkości uwolnień z reaktorów PWR notowanych w latach Redukcja emisji z reaktorów PWR wg [UNSCEAR 2000] < Gazy szlachetne TBq/GWe.a > Jod 131 GBq/GWe.a 14 > Pyły radioaktyw ne GBq/GWe.a Limity wg. EUR Gazy szlachetne Jod i aerozole Rys Redukcja emisji z reaktorów PWR, dane liczbowe wg Raportu UNSCEAR 171 emisje określone w TBq (dla gazów szlachetnych) oraz GBq (dla jodu i pyłów) na jednostkę energii elektrycznej wyprodukowanej w ciągu roku przy ciągłej mocy 1000 MWe. Najbardziej reprezentatywne dla rozwoju energetyki jądrowej w Europie są elektrownie francuskie, których łączna moc jest około dwukrotnie większa od mocy wszystkich elektrowni w Polsce. Średnie uwolnienia jodu i aerozoli z elektrowni francuskich wynosiły w 2000 r. 170 Zasada wprowadzona w okresie prób z bronią jądrową, stanowiąca logiczne uzupełnienie hipotezy LNT twierdzącej, że nie ma progu, poniżej którego promieniowanie przestaje być zagrożeniem. 171 UNSCEAR Report 2000: Sources and Effects of Ionizing Radiation. 254

255 około 0,4% uwolnień dopuszczalnych w skali rocznej. Uwolnienia ciekłych odpadów radioaktywnych wynosiły około 0,5% wielkości dopuszczalnych 172. Im nowsze reaktory, tym emisje są mniejsze. I tak np. elektrownie w Chooz i Civaux wyposażone w reaktory najnowszej generacji o łącznej mocy 4x1450 MWe emitują w sumie poniżej 4 TBq gazów szlachetnych i trytu, a poniżej 0,4 GBq jodów i pyłów radioaktywnych razem. Z Rys widać, że na przełomie stulecia średnie na świecie uwolnienia gazów szlachetnych wynosiły rocznie ok. 13 TBq/GWe. Wymienione powyżej elektrownie francuskie osiągnęły wskaźnik niższy od 1 TBq/GWe rok dla gazów szlachetnych i trytu razem, a poniżej 0,1 GBq/GWE rok dla jodu i pyłów radioaktywnych razem 173. Wielkości tych nie można pokazać na Rys , bo pokrywają się z osią poziomą. Biorąc pod uwagę ulepszone możliwości techniczne elektrowni jądrowych i fakt, że EJ emitowały tylko ułamki procenta wielkości granicznych, Francja podjęła akcję ogólnej redukcji dozwolonych limitów emisji. Bloki uzyskujące przedłużenie licencji po 1995 roku mają narzucone limity niższe niż obowiązujące poprzednio. Rys Rzeczywiste uwolnienia substancji promieniotwórczych do powietrza i morza z EJ Loviisa (Finlandia) w stosunku do wartości dopuszczalnych. W innych krajach emisje są również systematycznie redukowane. I nie dotyczy to tylko najnowocześniejszych reaktorów i elektrowni. Podobnie niskie poziomy uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska rejestruje się także w przypadku obiektów wyposażonych np. w reaktory WWER (konstrukcji radzieckiej). Przykładem niech będzie elektrownia jądrowa Loviisa w Finlandii, wyposażona w reaktory WWER 440, takie same, jakie miały być w pierwszej polskiej elektrowni jądrowej Żarnowiec. Uwolnienia do powietrza gazów i pyłów 172 A. Strupczewski: Dawki promieniowania przy normalnej pracy elektrowni jądrowych, Biuletyn Miesięczny PSE, nr 8 (170), sierpień A. Strupczewski: Dawki promieniowania przy normalnej pracy elektrowni jądrowych, Biuletyn Miesięczny PSE, nr 8 (170), sierpień

256 promieniotwórczych z elektrowni wynoszą tam poniżej 0,1 % wartości dopuszczalnych, a uwolnienia ciekłych substancji promieniotwórczych do wód morskich nie przekraczają 10% wartości dopuszczalnych. Według danych najnowszego Raportu UNSCEAR w roku 2002 funkcjonowało na świecie 265 lekkowodnych reaktorów ciśnieniowych PWR (łącznie z reaktorami konstrukcji radzieckiej typu WWER), o łącznej mocy zainstalowanej wynoszącej MWe. Łączna produkcja energii elektrycznej w tych reaktorach wyniosła w roku 2002: 196,522 GWa (gigawatolat) = ,6 GWh. W tym samym roku sumaryczne wielkości uwolnień lotnych substancji promieniotwórczych do powietrza ze wszystkich działających elektrowni jądrowych wyposażonych w reaktory wodne ciśnieniowe (PWR i WWER) wyniosły: gazy szlachetne ok. 1, GBq, jod promieniotwórczy ok. 15,49 GBq, aerozole promieniotwórcze ok. 7,06 GBq, tryt w formie gazowej ok. 2, GBq, tryt w uwolnieniach ciekłych ok. 3,42 GBq. Korzystając z powyższych danych obliczyć można, że rzeczywiste uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska z teoretycznej, idealnej elektrowni o mocy 1000 MWe, tzn. takiej, która pracowała przez cały rok na pełnej mocy nominalnej i wyprodukowała 1 GWrok (8760 GWh) energii elektrycznej, wyniosły w roku 2002: ok. 5, GBq/GWe gazów szlachetnych, ok. 0,08 GBq/GWe promieniotwórczego jodu I-131, ok. 0,036 GBq/GWe promieniotwórczych aerozoli, ok. 1, GBq/GWe promieniotwórczego trytu w formie gazowej, ok. 1, GBq/GWe promieniotwórczego trytu w uwolnieniach ciekłych Dawki promieniowania w otoczeniu elektrowni jądrowych Skutkiem uwolnień (emisji) substancji promieniotwórczych z obiektów jądrowych są oczywiście dawki promieniowania, na jakie narażeni są pracownicy elektrowni jądrowych oraz populacja mieszkańców otoczenia elektrowni. Wielkość rekomendowanej dawki dopuszczalnej dla ludności powodowanej przez instalacje jądrowe określiła Międzynarodowa Komisja Ochrony Przed Promieniowaniem (ICRP) jako 1 msv/rok. 174 Sources and Effects of Ionizing Radiation. UNSCEAR 2008 Report to the General Assembly with Scientific Annexes, UN, New York

257 Jak widać z Rys jest ona znacznie mniejsza od różnic dawek promieniowania naturalnego między różnymi krajami w Europie, np. między Finlandią a Polską. Rys Porównanie dawek promieniowania od EJ z tłem naturalnym i dawkami dozwolonymi. Jest to również mniej, niż wynosi różnica w dawkach rocznych promieniowania naturalnego otrzymywanych przez mieszkańców Wrocławia i Krakowa. Gdyby mieszkaniec Wrocławia przeprowadził się do Krakowa, to jego dawka roczna od naturalnego promieniowania gamma wzrosłaby o 0,36 msv. Gdyby zaś koło jego mieszkania we Wrocławiu wybudowano nowoczesną elektrownię jądrową z typowym francuskim reaktorem PWR, to dodatkowa dawka promieniowania wyniosłaby (na płocie tej elektrowni) tylko 0,01 msv/rok, a więc ponad 30 razy MNIEJ! 175 Wielkość 1 msv/rok przyjęto jako obowiązującą w krajach Unii Europejskiej, także w Polsce. Dodatkowo w niektórych krajach urzędy dozoru jądrowego wprowadzają ograniczenia mające zapewnić, że w stosunku do zaleceń ICRP będzie zachowany margines bezpieczeństwa w przypadku jednoczesnej pracy kilku elektrowni jądrowych lub innych dużych źródeł promieniowania (poza napromieniowaniem związanym z medycyną). W Niemczech dla promieniowania z EJ ustalono limit równy 0,3 msv/rok. W Finlandii urząd dozoru jądrowego określił emisje dopuszczalne z elektrowni tak, by dodatkowa dawka roczna powodowana przez EJ nie przekraczała 0,1 msv. We Francji natomiast obowiązuje dawka 1 msv/rok, chociaż limity uwolnień odpowiadają dawkom o wiele mniejszym. Rzeczywiste dawki wokoło EJ są znacznie mniejsze od dozwolonych. Średnio na świecie elektrownie jądrowe wytwarzają obecnie około 15% energii elektrycznej, a liczba bloków z reaktorami energetycznymi przekroczyła 440 w 32 krajach świata. Mimo to wkład elektrowni jądrowych w ogólny poziom promieniowania jest pomijalnie mały średnio ok. 0,001 msv/rok, wobec średnio 2,4 msv/rok jakie otrzymuje człowiek wskutek promieniowania tła naturalnego i dodatkowo 0,86 msv/rok z zabiegów medycznych. FRANCJA We Francji dawki dla krytycznej grupy ludności mieszkającej w bezpośrednim sąsiedztwie elektrowni jądrowych wynoszą około 0,01 msv/rok, a więc 30 razy mniej niż dawki graniczne, a 200 razy mniej niż tło promieniowania naturalnego. Średnia moc dawki dla całej ludności Francji, gdzie przecież energia jądrowa dostarcza 80% energii elektrycznej, wynosi 175 A. Strupczewski: Nie bójmy się energetyki jądrowej, WNT Warszawa

258 0,001 msv/rok, a więc jest pomijalnie mała w stosunku do wszelkich zaleceń formułowanych przez Francuską Akademię Medyczną, ICRP lub UNSCEAR. W okolicy elektrowni jądrowej Flamanville, wyposażonej w dwa reaktory typu PWR każdy o mocy 1300 MWe, roczna dawka promieniowania powodowana wszystkimi emisjami z EJ wynosi typowo ok. 0,0003 msv/rok. SZWAJCARIA W Szwajcarii dawki wokół elektrowni jądrowych wahają się od 0,01 do 0,001 msv rocznie. Elektrownia jądrowa w Gösgen przez 14 lat powodowała dawki dla najbardziej narażonej grupy ludności wynoszące poniżej 0,001 msv/rok. Dla pokazania pełnego obrazu warto dodać, że w jednej z elektrowni szwajcarskich EJ Muehleberg doszło w roku 1987 do awarii w systemie przerobu suchych żywic zatrzymujących materiały radioaktywne i do znaczącego uwolnienia substancji promieniotwórczych poza elektrownię. W czasie awarii w sąsiedztwie elektrowni uwolnienia spowodowały wzrost dawki do 0,1 msv/rok, a więc 10 razy mniej niż poziom rekomendowany przez ICRP jako dopuszczalny i ponad 40 razy mniej od średniego poziomu tła w Szwajcarii (wynoszącego ok. 4,3 msv/rok). FINLANDIA W Finlandii dawki dopuszczalne dla ludności powodowane pracą elektrowni jądrowej ustalono na 0,1mSv/rok. Przy przyjęciu najbardziej niekorzystnych założeń, dawka efektywna, którą mogła spowodować praca elektrowni jądrowej Olkiluoto szacowana była na 0,044 msv/rok. W ciągu ostatnich kilku lat dawka obliczona na podstawie rzeczywistych danych dla najbardziej narażonej osoby w okolicy EJ Olkiluoto była dużo niższa, wyniosła poniżej 0,0002 msv/rok. 176 SŁOWACJA, WĘGRY Tak wysokie osiągnięcia w redukcji emisji z EJ i powodowanych nimi dawek promieniowania w otoczeniu elektrowni nie są jedynie domeną Niemców, Francuzów, czy Szwajcarów. W sąsiadującej z nami Słowacji w końcu lat 80-tych rozpoczęto budowano EJ z dwoma reaktorami typu WWER-440 (podobnie jak w Polsce, w EJ Żarnowiec ). Budowę ukończono już po zmianie ustroju na Słowacji i wprowadzeniu szeregu ulepszeń (obecnie trwa budowa kolejnych dwóch, takich samych reaktorów). Pomiary radiologiczne wykazały, że moce dawek w otoczeniu EJ Mochowce są tak małe, że nie daje się ich mierzyć. Gdy dokonano obliczeń, okazało się, że w ciągu 6 lat od chwili uruchomienia roczne dawki dodatkowe powodowane przez tę elektrownię nigdy nie przekroczyły 0,0001 msv (wahały się od 0,1 do 0,7 mikrosv/rok). Podobnie na Węgrzech roczne dawki efektywne w odległości 3 km od EJ Paks z 4 reaktorami WWER-440 wynoszą od 0,1 do 0,5 mikrosiwerta 177. Przewrotnie podsumowując wyżej przedstawione fakty stwierdzić można, że jeśli zgodnie z najnowszymi badaniami małe dawki promieniowania są dobroczynne dla naszego zdrowia (efekt hormezy), to mieszkańcy okolic elektrowni jądrowej wybudowanej np. na Pomorzu nie mogą liczyć na istotne zmniejszenie zachorowalności na nowotwory. Skuteczniejsze pod tym względem będzie przeprowadzenie się do Krakowa, Zakopanego lub Finlandii Radiacyjne narażenie zawodowe pracowników elektrowni Ludźmi najbardziej narażonymi na promieniowanie jest personel elektrowni jądrowej. Dlatego przykłada się dużą wagę do redukcji dawek, jakie pracownicy otrzymują w czasie normalnej pracy i remontów urządzeń. Nie wystarcza przy tym chronić najbardziej narażonych pracowników kosztem dawek otrzymywanych przez innych pracowników. Celem jest zmniejszenie dawki kolektywnej, czyli sumy wszystkich dawek otrzymywanych przez wszystkich pracowników elektrowni i personel czasowo zatrudniony przy pracach naprawczych. 176 Jolanta Naniewicz: wpływ elektrowni jądrowych w czasie normalnej pracy na zdrowie ludzi i środowisko, Centrum Onkologii, Warszawa. 177 A. Strupczewski: Nie bójmy się energetyki jądrowej, WNT Warszawa

259 Współczynnik wykorzystania mocy Dawka kolektywna osobo-sv Dane zbierane przez urzędy dozoru jądrowego w różnych krajach i przez Światowe Stowarzyszenie Operatorów EJ WANO (World Association of Nuclear Operators) wykazują, że najniższe kolektywne dawki promieniowania rejestrowane są w elektrowniach o najwyższych współczynnikach wykorzystania mocy zainstalowanej Wsp. wykorzystania mocy zainst. Dawka kol. w EJ z PWR Rys Korelacja współczynnika wykorzystania mocy zainstalowanej w EJ na świecie i średniej rocznej dawki kolektywnej w EJ z reaktorami PWR. [Źródło: A. Strupczewski: Nie bójmy się energetyki jądrowej ]. Na rys przedstawiono wykresy oparte na danych WANO 178 przedstawiające wzrost średniego współczynnika wykorzystania mocy zainstalowanej we wszystkich EJ na świecie, oraz dawki kolektywne w EJ z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi (PWR). Dawki te, otrzymywane łącznie przez wszystkich pracowników elektrowni jądrowych, włączając w to zespoły remontowe spoza elektrowni, systematycznie maleją. Z przedstawionego wykresu wynika, że dbałość o zmniejszanie narażenia radiacyjnego pracowników nie powoduje bynajmniej obniżenia efektywności pracy elektrowni. Wręcz przeciwnie, chociaż dawki otrzymywane przez personel maleją, to współczynniki wykorzystania mocy zainstalowanej rosną. Współczynniki te charakteryzują czas bezawaryjnej pracy obiektu im wyższy współczynnik, tym dłuższy czas pracy elektrowni na tzw. mocy nominalnej. Świadczy to, że nie ogranicza się dawek kosztem zaniechania napraw i konserwacji urządzeń elektrowni Odpady promieniotwórcze Każda elektrownia jądrowa oddziałuje również na środowisko poprzez wytwarzanie odpadów, w szczególności odpadów promieniotwórczych. Odpady stałe to przede wszystkim wypalone paliwo jądrowe, ale także zużyte jonity (wkłady filtrów jonitowych) o znacznej aktywności, skażone substancjami promieniotwórczymi elementy wyposażenia elektrowni np. zużyte kanały i pręty sterujące, narzędzia, szmaty, papier i inne. Odpady promieniotwórcze, z wyjątkiem wypalonego paliwa, zaliczamy do grupy niskoi średnioaktywnych. Stanowią one objętościowo ok. 95% wszystkich odpadów z elektrowni jądrowej, ale ich aktywność całkowita jest równa zaledwie 1% całkowitej aktywności wypalonego paliwa powstającego w reaktorze. Są one gromadzone w szczelnych pojemnikach i przechowywane w magazynach zlokalizowanych na terenie każdej elektrowni lub w wspólnych magazynach dla wielu elektrowni. Składowanie odpadów nisko- 178 WANO 2008 plant indicators, 259

260 i średnioaktywnych odbywa się w niektórych krajach (Stany Zjednoczone, Francja, Wielka Brytania) w płytkich składowiskach ziemnych. Odpady wysokoaktywne to przede wszystkim wypalone paliwo jądrowe, które zawiera 99% aktywności powstałej w reaktorze oraz odpady powstające przy przerobie wypalonego paliwa. Odpady o najwyższej aktywności powstają właśnie przy przerobie wypalonego paliwa. Odpady wysokoaktywne zestala się przed ich końcowym składowaniem, przy czym uważa się, że najkorzystniejsze jest wtopienie ich w osnowę szklaną. Jako wariant końcowego składowania, któremu przyznaje się pierwszeństwo, należy uznać wprowadzenie zestalonych odpadów na dużą głębokość w formacje stabilne pod względem geologicznym i hydrologicznym. Należy podkreślić, że ilości odpadów wysokoaktywnych są znikomo małe. Ilość odpadów wysokoaktywnych, jaka powstaje na skutek wytworzenia energii elektrycznej wykorzystywanej dla potrzeb całego życia jednego człowieka, stanowi pojemność jednej filiżanki. 179 W tabeli przedstawiono średnie objętości odpadów promieniotwórczych wytwarzanych w elektrowni jądrowej w rektorem PWR w przeliczeniu na jednostkę wytworzonej energii. Tabela Ilości odpadów z elektrowni jądrowej z reaktorem PWR 180 Aktywność odpadów Objętość odpadów [m 3 /GWe rok] Wysoka 3 Średnia 22 Niska 155 Energetyka jądrowa jest źródłem nie tylko odpadów związanych z eksploatacją elektrowni (odpady eksploatacyjne i wypalone paliwo), ale również odpadów pochodzących z produkcji świeżego paliwa oraz likwidacją obiektów jądrowych. Dla zobrazowania ilości powstałych odpadów promieniotwórczych na tle pozostałych odpadów, jakie wytwarza człowiek i przemysł na Rys przedstawiono roczną objętość odpadów wytwarzanych w Wielkiej Brytanii, kraju dysponującym nie tylko elektrowniami jądrowymi, ale także zakładami przerobu paliwa jądrowego. Z ogólnej ilości odpadów ok. 116 mln m 3, odpady promieniotwórcze stanowią jedynie m 3 (poniżej 0,02%), z czego bardzo niebezpieczne odpady wysokoaktywne jedynie 40 m 3. Dzięki temu, że odpadów promieniotwórczych jest tak mało, można je gromadzić, zamykać w szczelne pojemniki i utrzymywać z dala od biosfery dopóki ich aktywność nie zmniejszy się tak bardzo, że przestaną one stanowić zagrożenie. 179 G. Jezierski: Wpływ elektrowni jądrowej na otoczenie ( Energetyka Cieplna i Zawodowa nr 1/2010). 180 EXTERNE 1995: Externalities of Energy, Vol. 1-7, published by European Commission, Directorate General XII, Science Research and Development, EUR 16522, Luxembourg,

261 Rys Roczne ilości odpadów różnego rodzaju wytwarzanych w Wielkiej Brytanii [źródło: G. Jezierski: Wpływ elektrowni jądrowej na otoczenie ( Energetyka Cieplna i Zawodowa nr 1/2010]. Gospodarce odpadami promieniotwórczymi poświęcony jest oddzielny rozdział skryptu. W tym miejscu wypada wspomnieć, że przy obecnych technikach przerobu wypalonego paliwa zagrożenie radiacyjne powodowane deponowaniem nawet wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych jest pomijalnie małe. Zeszklone odpady są zamykane w systemie wielu barier i umieszczane głęboko pod ziemią w składowiskach głębinowych o wyjątkowo trwałej strukturze geologicznej, dodatkowo zabezpieczającej pojemniki z odpadami przed szkodliwym dostępem wody. Aktywność odpadów maleje i z czasem potencjalne zagrożenie od nich jest mniejsze niż zagrożenie od pierwotnie wydobytej rudy uranowej. W zależności od efektywności procesu przerobu paliwa aktywność pozostałych odpadów spada poniżej aktywności rudy uranowej w czasie od 279 do 1500 lat po wypaleniu paliwa. Analiza możliwych dróg uwalniania się produktów radioaktywnych z głębinowych składowisk odpadów wykazała, że maksymalne moce dawki promieniowania z tego tytułu wynosić mogą ok. 0,012 mikrosv/rok, co jest równoważne np. przebywaniu przez rok o ok. 12 cm wyżej niż zwykle (przyrost dawki od promieniowania kosmicznego wynosi średnio 0,1 mikrosv/m/rok) Ciepło odpadowe Elektrownia jądrowa, stanowiąca z punktu widzenia fizyki silnik cieplny, musi zgodnie z prawami termodynamiki wydzielać do otoczenia ciepło odpadowe. Jest ono usuwane z elektrowni bądź w postaci podgrzanego powietrza z dużą zawartością pary wodnej ulatniającej się do atmosfery z chłodni kominowych (elektrownia pracująca w zamkniętym obiegu chłodzenia), bądź poprzez zrzut podgrzanej wody do zbiorników wodnych np. mórz, rzek czy jezior (elektrownia pracująca w otwartym obiegu chłodzenia). Dostępność wystarczająco dużych zasobów wody chłodzącej o niskiej temperaturze stanowi ważne kryterium lokalizacji EJ. Z tego powodu wielkie znaczenie przywiązuje się do wyboru systemu chłodzenia: pierwszeństwo daje się zwykle otwartemu systemowi chłodzenia. 261