Adresujete nám další a další otázky
k japonské elektrárně Fukušima.
Zajímá vás, zda je podobná havárie
vyloučena na českých jaderných
elektrárnách. O zevrubnou technickou
a technologickou úvahu
jsme proto požádali dvojici expertů
z nejpovolanějších: Jana Zdebora
a Františka Hezoučkého ze Západočeské
univerzity, Fakulty strojní,
v Plzni:
Fukušimských 6 energetických bloků
s varnými reaktory (BWR - Boiling
Water Reactor) bylo postaveno
podle projektu americké firmy General
Electric. První byl zprovozněn
v roce 1971. Letošního 11. března
došlo vlivem zemětřesení k odstavení
trojice v té době povozovaných bloků.
Nepředvídaně veliká vlna tsunami
následně vyřadila z provozu jak
normální, tak záložní elektrické napájení.
To vedlo ke ztrátě energie pro
čerpadla, zajišťující chlazení reaktoru
a tím i k zastavení odvodu zbytkového
tepelného výkonu, jak z reaktoru, tak
z bazénů skladování použitého paliva.
Následné přehřátí paliva způsobilo
jeho poškození a uvolnění radioaktivity.
Podle mezinárodní stupnice INES
byla havárie původně označena stupněm
4 (tj. bez většího rizika pro životní
prostředí). Postupem času došlo
k přehodnocení na stupeň 5 (nehoda
se širšími následky). Konečné ocenění
však bude moci být provedeno až po
ukončení likvidace havárie.
JAKA JE KONSTRUKCE
REAKTORU BWR?
Schematicky si jej lze představit takto:
Při zemětřesení došlo k poruše dodávky
napájecí vody do reaktoru. Zemětřesení
vyvolalo automatické odstavení
reaktorů. Následné automatické
najetí dieselgenerátorů, které zajišťovaly
náhradní napájení, bylo zhruba
po hodině vyřazeno působením tsunami.
Následný var v nechlazené aktivní
zóně způsobil objemové zvýšení páry,
přehřátí paliva a značnou tvorbu vodíku.
Vodík vznikl okysličením zirkoniových
povlaků palivových proutků při
reakci s párou o vysoké teplotě. Obojí
vedlo ke zvýšení tlaku v reaktoru.
Personál nebyl schopen obnovit
elektrické napájení čerpadel zajišťujících
chlazení. Kvůli zvyšujícímu se
tlaku v reaktoru bylo nutné odpouštět
páru s vodíkem do kontejnmentu a tím
i do zvláštního barbotážního zařízení
(anuloidu), aby nedošlo k roztržení
hlavního okruhu nepřípustným přetlakem.
Vodík však v barbotáži nekondenzuje
a v kontejnmentu narůstal
přetlak. Proto bylo nutné tlak odpustit.
Únik vodíku ve výbušné koncentraci
způsobil výbuch a zdemolování lehké
konstrukce horní části budovy reaktorovny.
Samotná vnitřní ochranná obálka
(kontejnment) zůstala (podle všeho
díky odpouštění parovodíkové směsi)
neporušena. Systém chlazení reaktoru
však porušen byl.
Destrukce budov elektrárny zničila
pravděpodobně i systémy havarijního
chlazení aktivní zóny reaktoru.
Chlazení je nyní z velké části nepřímé
a dochází k dalšímu poškozování paliva.
Nepřímým chlazením se obsluha
snaží zabránit protavení nádoby reaktoru
a tím uvolnění další radioaktivity,
nebo i taveniny aktivní zóny do spodní
části kontejnmentu. K poškození
paliva přehřátím a úniku radioaktivity
došlo i v bazénech použitého paliva
umístěných mimo kontejnment po
vyvření vodní náplně, neboť použité
palivo má stále určitý zbytkový výkon.
Tyto bazény musí být tedy rovněž
chlazeny náhradním způsobem, tj.
mořskou vodou.
PROBLEMY VARNYCH
REAKTORŮ
Spočívají mj. v tom, že mají jediný
okruh. Sekundární okruh je sloučený
s primárním. Nemají parogenerátory.
Jsou tedy technologicky jednodušší,
investičně méně náročné, ale v takové
situaci jsou i zranitelnější. Také
hermetická obálka má u BWR menší
objem. Není dimenzována na odpaření
celého objemu chladiva, i když barbotážní
zařízení může kondenzovat páru
uvolněnou z reaktoru. Pokud je ovšem
k dispozici chlazení. Jednookruhový
systém navíc nemůže používat rozpustný
absorbér – kyselinu boritou. Je
třeba dodat, že modernější japonské
elektrárny s varnými reaktory ABWR
(Advanced Boiling Water Reactor)
III. generace přežily zemětřesení bez
problémů. Mají mnohá zlepšení oproti
fukušimským typům. Mimo jiné řadu
prvků pasivní bezpečnosti a rovněž
významně větší zásobu vody pro případ
havarijních situací.
Destrukce v sekundární části u tlakovodních
reaktorů (PWR) by ponechala
primární okruh celistvý. U tlakovodních
reaktorů je navíc předností
primární okruh s velkým objem vody.
To je charakteristické zejména pro reaktory
typu VVER. Hermetické obálky
(kontejnmenty) tlakovodních reaktorů
jsou rovněž větší. Jejich objem
netřeba odpouštět, i když by do nich
vyvřel celý objem chladiva primárního
okruhu. Systém barbotážního potlačení
tlaku v hermetických obálkách
bloků dukovanského typu je poměrně
dlouhodobě nezávislý na chlazení.
Proto je na místě připomenout havárii
na tlakovodním reaktoru bloku
č. 2 elektrárny Three Mile Island
v USA z 28. března 1979. Byla způsobena
rovněž ztrátou odvodu tepla.
Tehdy byla velmi vážně poškozena
aktivní zóna a část paliva se roztavila
z velké části z viny nedobré komunikace
mezi personálem provozu a outsourceované
údržby. Díky kontejnmentu
se tehdy radioaktivita do okolí
nerozšířila.
A CO ČESKE JADERNE
ELEKTRARNY?
V ČR jsou obě lokality (Dukovany
i Temelín) seizmicky velmi klidné.
Přesto byly všechny naše bloky postaveny
s odolností proti otřesům, které
v těchto lokalitách podle fyziků nepřichází
ani do úvahy. Jde ale o splnění
českých projekčních požadavků. Bez
jakéhokoliv náznaku kritiky směrem
k japonským dozorným orgánům lze
říci, že v oblasti seizmicky aktivní
(jako u Fukušimy) by české dozorné
orgány výstavbu jaderného zařízení
pravděpodobně nepovolily.
V Japonsku však lze těžko nalézt
místo, které by nebylo seizmicky aktivní.
Japonsko je závislé na dovozu
snad všech druhů surovin a energií.
Jaderná energetika je proto pro japonské
hospodářství nezbytností.
Pokud by nastalo pouhé zemětřesení,
fukušimské bloky by byly odstaveny
a bezpečně dochlazeny. Zásadní problémy
Fukušimy 1 nastaly až vlivem
výpadku rezervních dieselgenerátorů
po zalití mořskou vodou.
V našich podmínkách je vyloučeno
obojí. Dukovany i Temelín stojí na
pahorku a ani mnohatisíciletá voda
nemůže dosáhnout ke stavbě. Z hlediska
seizmické odolnosti je jako
současný standard (kupř. pro projekt
MIR.1200, jenž je nabízen pro dostavbu
JE Temelín – 3 a 4) uvažováno
i v našich podmínkách projektové
zemětřesení PGA=0,06g (podle
stupnice MSK-64 odpovídá 7. stupni)
pro opakovatelnost 1krát za 1000 let
a maximální výpočetní zemětřesení
PGA=0,125 g s opakovatelností
1krát za 10 000 let. Pro dostavbu JE
Temelín – 3 a 4 zákazník (vzdor klidnému
podloží) požaduje pro bezpečnostně
významné objekty a zařízení
PGA=0,15 g. Takže tlumení bude
ještě posíleno.
Dnešní projekty již většinou počítají
se systémem pasivního odvodu
tepla (SPOT). Tímto systémem jsou
vybaveny jak projekt AP-1000, tak
MIR.1200. Pro pasivní systém odvodu
tepla nejsou nezbytné dieselgenerátory
z hlediska relativně dlouhodobého
odvodu zbytkového tepla. Teplo se
odvádí přirozenou konvekcí. Projekty,
které systém pasivního odvodu tepla
nemají, jsou však na napájení z re zervních
dieselgenerátorů stále závislé.
V evropských podmínkách ani
tsunami, ani zemětřesení tak ničivého
rozsahu nepřichází do úvahy. Přesto
jde o významný impuls k opětovnému
zamyšlení, zda máme pokryty všechny
ostatní podmínky bezpečného provozu.
Volání občanů z některých zemí
po prověrkách technického stavu evropských
jaderných elektráren a kvality
jejich údržby a obsluh by nebylo
moudré přehlížet.
