zóna havarijního plánování
Transkript
Technická zpráva ZÓNA HAVARIJNÍHO PLÁNOVÁNÍ Studie stanovení zóny havarijního plánování pro hlubinné úložiště v hypotetické lokalitě Ústav jaderného výzkumu Řež a.s. J. Švanda Listopad 2002 Správa úložišť radioaktivních odpadů t Formátování a korektury textů Správa úložišť radioaktivních odpadů, 2005 Anotace Předkládaná zpráva presentuje popis lokality, stavby a technologických systémů hypotetického hlubinného úložiště radioaktivních odpadů vycházející z referenčního projektu hlubinného úložiště. Podává stručný přehled legislativy vztahující se k řešení radiačních havárií a následným opatřením na ochranu obyvatelstva. Detailně rozebírá inventář radioaktivních odpadů, uložených v úložišti, se zaměřením na radionuklidy, nejzávažnější z hlediska radiační ochrany. Posuzuje možnost uvolnění těchto radionuklidů z uložených vyhořených palivových článků. Analyzuje možné cesty úniku radioaktivních látek z úložiště a mimořádné události, vedoucí k uvolnění radioaktivních látek do okolí. Z provedených výpočtů a analýz vyplývá, že mimořádné události, které mohou nastat při úniku radioaktivních látek do okolí, nevyžadují provádění opatření na ochranu obyvatelstva, nejedná se tedy o radiační havárie a není třeba podávat návrh na stanovení zóny havarijního plánování. Presented report describes locality, design of the building and mining parts and technological systems of deep underground repository of high level radioactive waste based on referential project of deep underground repository. This report gives brief description of legislation relating to handling radiation accidents and relating to countermeasures for protection of the population. The report analyses in detail inventory of radioactive waste stored in repository with focus to radionuclides that are the most dangerous from the point of radiation protection. The report evaluates possibilities of release of these radionuclides from spent fuel elements stored in repository. The report analyzes possible paths of release of radioactive material from repository to the environment and emergencies following release of radioactive material to the environment. From calculations and analysis performed we can conclude that emergencies with the release of radioactive material into the environment do not need implementation of countermeasures for protection of population. Consequently emergencies taken into an account are not radiation accidents and there is no need to establish emergency planning zone for the repository. 1 OBSAH 1 Úvod ..........................................................................................................................10 2 Popis hlubinného úložiště..........................................................................................11 2.1 Popis lokality hlubinného úložiště ....................................................................11 2.2 Popis stavební části hlubinného úložiště...........................................................11 2.3 Popis technologických systémů hlubinného úložiště ........................................14 3 Bezpečnostní bariéry úniku radioaktivních látek ......................................................16 4 Inventář hlubinného úložiště .....................................................................................20 4.2 Inventář vztažený na jednu kazetu vyhořelého jaderného paliva......................20 4.3 Inventář úložiště v překladišti z transportních kontejnerů do úložných souborů ..............................................................................................................22 5 Uvolnění radionuklidů z vyhořelých palivových souborů ........................................22 5.1 Uvolnění radioaktivních látek z fixované formy...............................................22 5.2 Únik radioaktivních látek přes inženýrské bariéry............................................26 6 Přehled možných mimořádných událostí ..................................................................27 6.1 Externí inicializační události.............................................................................27 6.2 Interní inicializační události ..............................................................................28 7 Stanovení kritické skupiny obyvatelstva při uvolnění radioaktivních látek do atmosféry ..............................................................................................................30 8 Výpočet možných dopadů na obyvatelstvo pro nejkritičtější scénář mimořádné události ...................................................................................................33 8.1 Šíření uniklých radioaktivních látek atmosférou ..............................................33 9 Závěr..........................................................................................................................57 10 Literatura ...................................................................................................................58 PŘÍLOHA A Výpočet šíření uniklých radioaktivních látek atmosférou a následných dávek na obyvatelstvo pomocí programu pc cosym 63 2 Seznam obrázků Obr. 1 Schéma povrchových objektů podle zastavovacího plánu referenčního projektu hlubinného úložiště ................................................................................................12 Obr. 2 Systém důlních objektů první etapy hlubinného úložiště v hloubce 500 m pod povrchem podle referenčního projektu ..................................................................13 Obr. 4 Příčný řez kontejnerem (úložným obalovým souborem) na 7 kazet vyhořelého paliva z reaktorů VVER 440 (3 - profilovaná trubka, 4 - palivová kazeta).........15 Obr. 5 Příčný řez kontejnerem (úložným obalovým souborem) na 3 kazety vyhořelého paliva z reaktorů VVER 1000 (3 - profilovaná trubka, 4 - palivová kazeta)........15 Obr. 6 Podélný řez kontejnerem (úložným obalovým souborem) na kazety vyhořelého jaderného paliva (1 - vnější přebal, 2 - vnitřní pouzdro, 3 - profilovaná trubka, 4 palivová kazeta) .......................................................................................................16 Obr. 7 Bokorysný obrázek přepravního kontejneru CASTOR 440/84 ...........................18 Obr. 8 Půdorysné a bokorysné schéma přepravního kontejneru CASTOR 440/84 ........19 Obr. 9 Bezpečnostní bariéry proti uvolnění radioaktivních látek z úložných obalových souborů...................................................................................................................20 Obr. 10 Rychlost uvolňování jednotlivých skupin radionuklidů z vyhořelých palivových elementů v závislosti na teplotě [ 18 ].................................................25 Obr. 12 Administrativní rozdělení České republiky na kraje a okresy ...........................31 Obr. 13 Hustota počtu obyvatelstva v České republice podle administrativního dělení na okresy .....................................................................................................................32 Obr. 14 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo a ekvivalentních dávek na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat38 Obr. 15 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu 39 Obr. 16 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu ............................40 Obr. 17 Procentuální vyjádření příspěvků efektivní dávce a k ekvivalentní dávce na plíce podle cest ozáření pro vyhořelé palivo VVER 440/213................................41 3 Obr. 18 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k efektivní dávce pro vyhořelé palivo VVER 440/213 ............................................................41 Obr. 19 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k ekvivalentní dávce na plíce pro vyhořelé palivo VVER 440/213 ..............................................42 Obr. 18 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213....................................42 Obr. 19 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213....................................44 Obr. 20 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................45 Obr. 21 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................46 Obr. 22 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000..........................................................47 Obr. 23 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 ..............................................................................48 Obr. 26 Procentuální vyjádření příspěvků efektivní dávce a k ekvivalentní dávce na plíce podle cest ozáření pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000...................49 Obr. 27 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k efektivní dávce pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 ...............................................50 Obr. 28 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k ekvivalentní dávce na plíce pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000..................................50 Obr. 27 Grafické znázornění efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000................................................................................51 4 Obr. 28 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000.............................................................52 Obr. 29 Grafické znázornění efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213.......................................................................................................53 Obr. 30 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................54 Obr. 31 Grafické znázornění efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 ..........................................................................55 Obr. 32 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 ................................................56 5 Seznam tabulek Tab. 1 Charakteristiky přepravovaných vyhořelých palivových kazet v kontejneru CASTOR 440/84....................................................................................................17 Tab. 2 Charakteristické údaje přepravního kontejneru CASTOR 440/84 [ 22 ] ............17 Tab. 3 Inventář radionuklidů v jedné kazetě vyhořelého paliva reaktoru VVER 440/213 s obohacením 3,6% 235U a po 60-ti letech od vytažení z reaktoru [ 24 ] ...............21 Tab. 4 Inventář radionuklidů v jednom palivovém souboru vyhořelého paliva reaktoru VVER 1000 s obohacením 4,4% 235U a po 65 a po 100 letech od vytažení z reaktoru [ 25 ]......................................................................................................21 Tab. 5 Hodnoty bodu tavení a bodu varu pro materiály významné při haváriích tlakovodních reaktorů s tavením aktivní zóny [ 15 ] .............................................24 Tab. 6 Uvolnění frakcí radionuklidů při požáru a explozi [ 16 ]...................................25 Tab. 7 Požárem uvolněné frakce Pu [ 19 ] .....................................................................26 Tab. 8 Uvolněné frakce radionuklidů z havarovaného černobylského reaktoru v procentech inventáře aktivní zóny reaktoru RBMK 1000 [ 20 ], [ 21 ].................26 Tab. 9 Inventář a uvolněné frakce radionuklidů při požáru a explozi pro 100 kazet vyhořelého paliva z reaktoru VVER 440/213 s obohacením 3,6% 235U a po 60-ti letech od vytažení z reaktoru .................................................................................34 Tab. 10 Inventář a uvolněné frakce radionuklidů při požáru a explozi pro 40 kazet vyhořelého paliva z reaktoru VVER 100 s obohacením 4,4% 235U a po 65-ti letech od vytažení z reaktoru ............................................................................................35 Tab. 11 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo a ekvivalentních dávek na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat................39 Tab. 12 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu ............................40 Tab. 13 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu ........................................41 Tab. 14 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................43 6 Tab. 15 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................44 Tab. 16 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 ..........................................................................45 Tab. 17 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................47 Tab. 18 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo a ekvivalentních dávek na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000................................................................48 Tab. 19 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 .................................................................................................49 Tab. 20 Přehled efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000................................................................................51 Tab. 21 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000................................................................................52 Tab. 22 Přehled efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213.......................................................................................................53 Tab. 23 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213.......................................................................................................54 Tab. 24 Přehled efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci 7 kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 ..........................................................................55 Tab. 25 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 ..........................................................................56 TAB. 26 Hodnoty koeficientů pro výpočet dispersních parametrů σ x , σ y σ z (pro drsný terén) ......................................................................................................................62 TAB. 27 Hodnoty koeficientů pro suchý spad a vymývání atmosférickými srážkami...63 8 Seznam zkratek COSYMA DOE EIA FZK HÚ IAEA ICRP JEDU JETE MARIA NRC NRPB PK QA RAO ST1 ST2 ST2 SÚJB SÚRAO SUTRA ÚOS ÚRAO VAO VJP VVER ZBZ Code Systém from MARIA Department of Energy (USA) Environmental Impact Assessment Forschungszentrum Karlsruhe (SRN) hlubinné úložiště International Atomic Energy Agency International Commission on Radiation Protection Jaderná elektrárna Dukovany Jaderná elektrárna Temelín Methods for Assessing the Radiological Impact of Accidents Nuclear Regulatory Commission (USA) National Radiation Protection Board (Velká Británie) palivová kazeta Quality Assurance radioaktivní odpady Source Term 1 Source Term 2 Source Term 3 Státní úřad pro jadernou bezpečnost Správa úložišť radioaktivního odpadu Saturated – Unsaturated Transport Model úložný obalový soubor úložiště radioaktivních odpadů vysokoaktivní odpad vyhořelé jaderné palivo Vodovodjanoj Energetičeskij Reaktor zadávací bezpečnostní zpráva 9 1 Úvod V současné době se považuje za jedno z řešení konce palivového cyklu jaderné energetiky ukládání vyhořeného jaderného paliva v hlubinných úložištích radioaktivního odpadu. V České republice je v současné době široce rozpracován Referenční projekt hlubinného úložiště [ 27 ]. K tomuto projektu byla vypracována řada studií vztahujících se k hledání a výběru vhodné lokality, stavební části projektu a technologickým systémům. Byla také podrobně rozpracována Zadávací bezpečnostní zpráva a studie posuzování vlivů na životní prostředí EIA (Environmental Impact Assessment) [ 31 ]. Oba tyto dokumenty obsahují široký rozsah hodnocení vlivu výstavby, provozu a uzavření hlubinného úložiště na životní prostředí a také na okolní obyvatelstvo. Podstatnou částí těchto hodnocení je vyhodnocení radiologických následků provozu hlubinného úložiště. Podle atomového zákona ( zákon 18/1997 Sb. § 2 odst. h) je hlubinné úložiště vyhořelého jaderného paliva považováno za jaderné zařízení a vztahují se k němu všechny odpovídající legislativní předpisy. Podle paragrafu § 17 odst. 3 tohoto zákona držitel povolení k provozování jaderného zařízení předkládá SÚJB návrh na stanovení zóny havarijního plánování. Předkládaná studie stanovení zóny havarijního plánování pro hlubinné úložiště v hypotetické lokalitě provádí vyhodnocení možností uvolnění radioaktivních látek z ukládaného radioaktivního odpadu, vyhodnocení úniku a šíření těchto látek do okolí a možných radiologických dopadů na obyvatelstvo se zaměřením na nutnost provádění opatření na ochranu obyvatelstva. Podle nařízení vlády č. 11/1999 Sb. §1 odst. 1 předkládá držitel povolení k provozování jaderného zařízení SÚJB návrh na stanovení zóny havarijního plánování, pokud u něj nelze vyloučit radiační havárii a pokud pravděpodobnost vzniku takovéto havárie je větší nebo rovna 10-7 za rok. Radiační havárie je definována podle § 2 písm. l zákona 18/1997 Sb. jako radiační nehoda, která vyžaduje opatření na ochranu obyvatelstva a životního prostředí. Radiační nehodou je podle § 2 písm. k tohoto zákona událost, která má za následek nepřípustné uvolnění radioaktivních látek nebo ionizujícího záření nebo nepřípustné ozáření osob. Paragrafy § 98, § 99 a § 100 vyhlášky Státního úřadu pro jadernou bezpečnost 307/2002 Sb. o požadavcích na zajištění radiační ochrany definují „Zásahy při radiační mimořádné situaci“. Předkládaná práce bere v úvahu všechny tyto uvedené právní normy a analyzuje podle těchto požadavků úložiště radioaktivních odpadů jako jaderné zařízení. Tato práce analyzuje polohu úložiště vzhledem k okolnímu obyvatelstvu, způsob uložení radioaktivních odpadů a způsob provozu úložiště, inventář radioaktivních odpadů, uložených v úložišti, možné scénáře radiačních nehod v období provozování úložiště, množství uvolněných radioaktivních látek a jejich šíření a srovnává je se směrnými hodnotami pro provádění opatření ( Tab. č. 1, č. 2, č. 3 a č. 4 přílohy č. 8 vyhl. SÚJB 307/2002 Sb.). 10 2 Popis hlubinného úložiště Popis vychází z dokumentace k referenčnímu projektu hlubinného úložiště [ 27 ],[ 28 ][ 29 ][ 30 ][ 31 ]. Zahrnuje popis vytypovaných lokalit pro úložiště, stručný popis stavebních částí nadzemního areálu i hlubinné části úložiště a také stručný popis technologických částí úložiště. 2.1 Popis lokality hlubinného úložiště Lokalita úložiště je vybírána v seismicky stabilních oblastech a musí splňovat řadu geologických, hydrologických a dalších požadavků. V České republice jsou vytypovány tři oblasti geologicky vhodných granitových masivů, ve kterých se plánuje provádět dlouhodobé mikroseismické monitorování. Definitivní výběr lokality bude proveden na základě výsledků průzkumů nedestruktivními metodami a také hlubinnými vrty. Tyto průzkumy by měly potvrdit předpokládané vlastnosti horniny v hloubce úložiště a také rozložení případných puklin, zlomů, podzemních vod a jejich chemické složení. Vytypované lokality se nacházejí v lesnatých územích s řídkým osídlením. 2.2 Popis stavební části hlubinného úložiště Referenční projekt hlubinného úložiště sestává ze dvou částí: (a) Nadzemní části hlubinného úložiště (b) Důlní části hlubinného úložiště v hloubce 500 m Nadzemní část hlubinného úložiště bude sloužit především pro příjem transportních kontejnerů a překládku vyhořelých palivových kazet z transportních kontejnerů do úložných obalových souborů. Schéma nadzemní části hlubinného úložiště je na Obr. 1 Podzemní areál hlubinného úložiště v hloubce 500 m sestává z přístupových šachet a tunelů a z rozsáhlé sítě chodeb pro ukládání vyhořelého jaderného paliva, pro větrání, drenáž a komunikaci. Schéma důlní části hlubinného úložiště je na Obr. 2 11 12 Obr. 1 Schéma povrchových objektů podle zastavovacího plánu referenčního projektu hlubinného úložiště Obr. 2 Systém důlních objektů první etapy hlubinného úložiště v hloubce 500 m pod povrchem podle referenčního projektu 13 2.3 Popis technologických systémů hlubinného úložiště Technologické systémy nadzemní části úložiště musí zajišťovat následující operace: - Příjem transportních kontejnerů s vyhořelým jaderným palivem do hlubinného úložiště - Vyložení vyhořelého jaderného paliva z transportních kontejnerů - Transport prázdného transportního kontejneru do meziskladu - Přechodné skladování vyhořelého jaderného paliva ve skladu umístěném v horké komoře - Příjem prázdných úložných obalových souborů, jejich kontrola a skladování - Zavážení palivových kazet do úložných obalových souborů - Uzavření úložných obalových souborů a provedení zkoušek těsnosti - Provedení ochranného nástřiku na povrchu úložných obalových souborů před jejich transportem a uložením v důlní části úložiště 500 m pod povrchem V důlní části hlubinného úložiště budou prováděny následující technologické operace: - Transport úložných obalových souborů důlní šachtou 500 m pod povrch - Převoz úložných obalových souborů v horizontální poloze na úložné místo Provoz úložiště je plánován zhruba do roku 2100. Podle současných odhadů produkce vysoce aktivních radioaktivních odpadů jednotlivými původci, by do této doby mělo dojít k zaplnění úložných kapacit úložiště. Pro uzavření úložiště nebyla zatím zpracována žádná dokumentace, která by popisovala způsob ukončení provozu, včetně uzavření úložiště a následnou institucionální kontrolu po ukončení provozu. 14 Obr. 3 Příčný řez kontejnerem (úložným obalovým souborem) na 7 kazet vyhořelého paliva z reaktorů VVER 440 (3 - profilovaná trubka, 4 - palivová kazeta) Obr. 4 Příčný řez kontejnerem (úložným obalovým souborem) na 3 kazety vyhořelého paliva z reaktorů VVER 1000 (3 - profilovaná trubka, 4 - palivová kazeta) 15 Obr. 5 Podélný řez kontejnerem (úložným obalovým souborem) na kazety vyhořelého jaderného paliva (1 - vnější přebal, 2 - vnitřní pouzdro, 3 - profilovaná trubka, 4 - palivová kazeta) 3 Bezpečnostní bariéry úniku radioaktivních látek Pro zabránění úniku radioaktivních látek z vyhořelého jaderného paliva je vybudována řada bezpečnostních bariér: - První bezpečnostní bariérou úniku radioaktivních látek z vyhořelého jaderného paliva je samotný materiál jaderného paliva. K uvolnění radioaktivních látek z tohoto materiálu je třeba značné množství energie potřebné k zahřátí palivových elementů na vysoké teploty - Další bezpečnostní bariérou úniku radioaktivních látek jsou zirkoniové trubky, ve kterých jsou palivové elementy uloženy. Popis palivových kazet pro reaktory VVER 440 je v tabulce Tab. 1. Podle toho v jaké fázi se proces ukládání vyhořelého jaderného paliva nachází, brání úniku radioaktivních látek další bariéry: 16 - Při převážení vyhořelého jaderného paliva do úložiště je další bariérou transportní kontejner. Popis transportního kontejneru Castor 440/84 podle [ 22 ] je v tabulce Tab. 2 a schéma jeho provedení na Obr. 6 a Obr. 7. - Při uložení vyhořelého jaderného paliva ve skladu horké komory je bariérou úniku budova horké komory - Při uložení vyhořelého jaderného paliva v úložných obalových souborech jsou bariérou úniku tyto soubory. - Po uložení v hlubinném úložišti jsou proti úniku radioaktivních látek další bariéry (viz. Obr. 8): - Těsnící a výplňové materiály - Hostitelská hornina - Systém důlního díla Příčný průřez Průměr Počet palivových prutů Délka kazety Váha kazety Váha těžkého kovu Počáteční obohacení Vyhoření paliva Doba chlazení (po vyjmutí z reaktoru) hexagonální 143 mm 126 3217 mm 220 kg 120 kg 3,6% U-235 35 GWd/t > 5 roků Tab. 1 Charakteristiky přepravovaných vyhořelých palivových kazet v kontejneru CASTOR 440/84 Typ kontejneru dle přepravovaného paliva Váha těžkého kovu kontejneru [t] Tok fotonů z kontejneru [gama/s] Tok neutronů z kontejneru [n/s] Tepelný výkon [W] Aktivita [Bq] [Ci] Dávkový příkon gama ve vzdálenosti od povrchu 0m [µSv/h] 1m [µSv/h] 2m [µSv/h] Dávkový příkon neutronů ve vzdálenosti od povrchu 0m [µSv/h] 1m [µSv/h] 2m [µSv/h] 84 Uranium - FA 10.080 9,11E+16 4,09E+09 2,1E+04 2,42E+17 6,54E+06 96 55 35 95 49 36 Tab. 2 Charakteristické údaje přepravního kontejneru CASTOR 440/84 [ 22 ] 17 Obr. 6 Bokorysný obrázek přepravního kontejneru CASTOR 440/84 1 2 3 4 5 6 7 18 - plášť kontejneru primární víko sekundární víko manipulační čep stínící vrstva proti neutronům koš tlumič nárazů Obr. 7 Půdorysné a bokorysné schéma přepravního kontejneru CASTOR 440/84 19 Obr. 8 Bezpečnostní bariéry proti uvolnění radioaktivních látek z úložných obalových souborů 4 Inventář hlubinného úložiště Inventář hlubinného úložiště bude tvořen vysoce aktivními radioaktivními odpady z jaderných elektráren, což jsou vyhořelé palivové kazety. Množství jednotlivých radionuklidů v těchto palivových kazetách bude záviset především na: (a) Obohacení jaderného paliva izotopem 235U (b) Stupni vyhoření jaderného paliva (c) Době od odstavení reaktoru 4.2 Inventář vztažený na jednu kazetu vyhořelého jaderného paliva Předpokládá se, že v inventáři bude vyhořelé jaderné palivo, které bylo po dobu zhruba 60 roků uloženo ve skladech vyhořelého jaderného paliva. 4.2.1 Inventář vyhořelých palivových kazet reaktoru VVER 440/213 Je uvažováno vyhoření 30 MWd/kg uranu s dobou pobytu palivových kazet v reaktoru 3 roky, aktivity štěpných produktů jsou převzaty z [ 24 ] aktivity transuranů z [ 11 ]. 20 Radionuklid Kr-85 Sr-90 Nb-94 J-129 Cs-137 Eu-154 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Am-241 Cm-244 Aktivita při odstavení reaktoru [Bq] 4,9E+13 3,3E+14 2,0E+10 6,0E+8 4,4E+14 8,0E+13 7,9E+12 1,8E+12 2,0E+12 3,7E+14 2,2E+11 7,1E+12 Aktivita při ukládání [Bq] 0,8E+12 0,8E+14 2,0E+10 6,0E+8 1,2E+14 5,0E+11 5,0E+12 1,8E+12 2,0E+12 2,0E+13 2,2E+11 1,2E+11 Poločas rozpadu [roky] 10,3 28,5 50000 17200000 33 16 92 24000 6580 13 475 10 Tab. 3 Inventář radionuklidů v jedné kazetě vyhořelého paliva reaktoru VVER 440/213 s obohacením 3,6% 235U a po 60-ti letech od vytažení z reaktoru [ 24 ] 4.2.2 Inventář vyhořelých palivových kazet reaktoru VVER 1000 Je uvažováno vyhoření jaderného paliva 45 MWd/kg uranu s dobou pobytu palivových kazet v reaktoru 4 roky[ 25 ]. Radionuklid Kr-85 Sr-90 J-129 Cs-137 Eu-154 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Am-241 Cm-244 Aktivita při ukládání po 65 letech [Bq] 3,5E+12 3,8E+14 7,0E+8 4,8E+14 3,4E+11 5,3E+13 7,1E+12 1,0E+13 1,2E+14 8,2E+13 1,9E+13 Aktivita při ukládání po 100 letech [Bq] 3,3E+11 1,6E+14 7,0E+8 2,3E+14 7,7E+10 4,1E+13 7,1E+12 1,0E+13 2,1E+13 7,8E+13 1,7E+12 Poločas rozpadu [roky] 10,3 28,5 17.200.000 33 16 92 24.000 6.580 13 475 10 Tab. 4 Inventář radionuklidů v jednom palivovém souboru vyhořelého paliva reaktoru VVER 1000 s obohacením 4,4% 235U a po 65 a po 100 letech od vytažení z reaktoru [ 25 ] 21 4.3 Inventář úložiště v překladišti z transportních kontejnerů do úložných souborů Skladovací mříž v horkých komorách nadzemní části hlubinného úložiště bude sloužit k překládání vyhořelých palivových souborů z přepravních kontejnerů Castor do úložných obalových souborů. Předpokládá se, že ve skladovací mříži bude uložen minimálně obsah jednoho transportního kontejneru s s vyhořelými palivovými kazetami z reaktorů VVER 440 nebo VVER 1000. 5 Uvolnění radionuklidů z vyhořelých palivových souborů Aby bylo dosaženo významných radiačních dávek na obyvatelstvo, srovnatelných se směrnými hodnotami pro provádění neodkladných opatření na ochranu obyvatelstva, musí dojít k významnému úniku radioaktivních látek během krátké doby. U vyhořelých palivových kazet z jaderných reaktorů to znamená, že musí dojít k velkému uvolnění radionuklidů z palivových elementů a současně k velkému porušení těsnosti palivových prutů. K výraznému úniku do okolí musí být narušeny další bezpečnostní bariéry. 5.1 Uvolnění radioaktivních látek z fixované formy Aby se radioaktivní látky uvolnily do okolního prostředí, musí se nejdříve uvolnit z fixované formy, ve které jsou uloženy. Radioaktivními odpady, které budou ukládané v hlubinném úložišti, bude vyhořelé palivo z jaderných reaktorů. Radioaktivní látky, jako produkty procesu štěpení atomových jader během provozu reaktoru, jsou fixované v materiálu palivových elementů a tyto palivové elementy jsou vzduchotěsně uzavřeny v zirkoniových trubkách. Za normálních podmínek nedochází k uvolňování radioaktivních látek z palivových elementů a ven ze zirkoniových prutů. Minimální migrační vlastnosti radionuklidů lze demonstrovat na obsahu těchto radionuklidů v horninách přírodního reaktoru, který byl v činnosti před mnoha milióny let v africkém Gabunu nebo na nalezištích uranových rud v Kanadě. Za miliony let nedošlo k významným migracím těchto radioaktivních látek v horninách. K tomu, aby se radionuklidy uvolnily z fixované formy, musí být dodáno velké množství energie a palivové elementy musí být zahřáté na vysokou teplotu. V tabulce Tab. 5 jsou uvedeny hodnoty bodu tavení a bodu varu pro materiály významné při haváriích tlakovodních reaktorů s tavením aktivní zóny [ 15 ]. Pouze vzácné plyny a těkavé štěpné produkty se uvolňují při teplotách do 1000 stupňů Celsia. Na Obr. 9 jsou graficky znázorněny výsledky studie rychlosti uvolňování jednotlivých skupin radionuklidů z vyhořelých palivových elementů v závislosti na teplotě [ 18 ]. Z obrázku je vidět, že pro těžce tavitelné látky dochází k uvolňování radionuklidů až při teplotách nad 1600 stupńů Celsia. V tabulce Tab. 6 jsou uvedeny údaje pro uvolnění frakcí radionuklidů při požáru a explozi z jaderných zařízení, která nejsou jadernými reaktory, jak jsou, podle studie provedené v Los Alamos, uváděny v materiálech DOE 22 [ 17 ]. V tabulce Tab. 7 jsou uvedeny výsledky francouzské studie uvolňování frakcí plutonia v závislosti na velikosti požáru [ 19 ]. Poznatky z havárie v Černobylu ukazují, že výsledky těchto studií jsou v mnoha případech konzervativní a že ve skutečnosti dochází k menšímu úniku radioaktivních látek. Uvolněné frakce radionuklidů z havarovaného černobylského reaktoru v procentech inventáře aktivní zóny reaktoru RBMK 1000 jsou uvedeny pro dvě studie v tabulce Tab. 8 [ 20 ],[ 21 ]. Množství uvolněných radionuklidů bylo odvozeno ze tří nezávislých přístupů: 1. Studiem termodynamického průběhu havárie a z toho vyplývajícího zdrojového členu 2. Studiem množství radioaktivních látek v radioaktivním mraku kontaminovaném terénu a z toho zpětným určením zdrojového členu 3. Měřením zbylých radionuklidů v roztavené aktivní zóně reaktoru pod sarkofágem a z toho odvozeného množství uniklých látek a na Přestože únik radioaktivních látek trval mnoho dní, teplota aktivní zóny po mnoho dní převyšovala teplotu 2000 stupňů Celsia a došlo k úplnému tavení aktivní zóny, únik uranu a transuranových radionuklidů je pouze kolem 3 %. 23 Radioaktivní materiály Těkavé štěpné produkty I2 CsI CsOH Te Žáruvzdorné štěpné produkty BaO Ru SrO La2O3 Kontrolní tyče Ag In Cd B4C Hf Zircaloy Zr Sn Nerez. ocel Fe Cr Ni Mn Palivo UO2 Bod tavení [oC] Bod varu [oC] 114 626 315 450 185 1280 990 988 1923 2250 2430 2315 2808 4150 3249 >4000 961 157 321 2470 2222 2163 2073 767 >3500 4450 1852 232 4409 2603 1535 1890 1453 1244 2862 2672 2914 2062 2840 3293 Tab. 5 Hodnoty bodu tavení a bodu varu pro materiály významné při haváriích tlakovodních reaktorů s tavením aktivní zóny [ 15 ] 24 Obr. 9 Rychlost uvolňování jednotlivých skupin radionuklidů z vyhořelých palivových elementů v závislosti na teplotě [ 18 ] Příčina uvolnění Kritická veličina Požár Vzácné plyny Halogeny Těkavé pevné látky Netěkavé pevné látky Létající popílek Velikost zplodin hoření [mm] Vzácné plyny Halogeny Těkavé látky Netěkavé látky Hustota zplodin po výbuchu [mg/m3] Velikost zplodin po výbuchu [mm] Exploze Rozsah měřených hodnot uvolněných frakcí 0,65 – 0,84 3x10-6 – 0,01 4x10-6 – 0,38 5x10-5 – 0,20 <0,1 – 10 Nejčastěji používané hodnoty uvolněných frakcí 0,9 – 1,00 1,00 0,01 – 0,60 0,01 – 0,60 0,01 – 0,05 <5 Hodnota uvolněných frakcí 1,00 1,00 0,01 0,01 0,01 <5 9x10-5 – 0,14 1,9 – 71 1,00 1,00 0,001 0,01 10 – 100 1,00 1,00 0,01 0,01 100 - <10 – 30 <10 Tab. 6 Uvolnění frakcí radionuklidů při požáru a explozi [ 16 ] 25 Druh požáru Pomalé hoření ve stabilní atmosféře (u < 1,5 m/s) Pomalé hoření v turbulentní atmosféře (u > 1,5 m/s, 800-1000oC) Kerosin (1000oC) Rychlé hoření (1500-2000 oC) Rychlé hoření (> 3000 oC) Uvolněné frakce 10-4 – celkově aerosoly 5x10-4 – celkově aerosoly 5x10-4 – inhalovaná část aerosolů 10-2 – inhalovaná část aerosolů 4,6x10-2 – inhalovaná část aerosolů Tab. 7 Požárem uvolněné frakce Pu [ 19 ] Izotopy Uvolněná frakce [%] Zpráva SSSR pro IAEA, Vídeň, srpen 1986 [ 21 ] ~ 100 Studie [ 20 ] Xe-133 ~ 100 Kr-85 J-131 20 ± 10 50 ÷ 60 Cs-134 10 ± 5 33 ± 10 Cs-137 13 ± 7 33 ± 10 U a transuranové 3,0 ± 1,5 3,0 ± 1,0 prvky * * se započtením části inventáře aktivní zóny uvolněné do okolí Tab. 8 Uvolněné frakce radionuklidů z havarovaného černobylského reaktoru v procentech inventáře aktivní zóny reaktoru RBMK 1000 [ 20 ], [ 21 ] 5.2 Únik radioaktivních látek přes inženýrské bariéry Dojde-li k uvolnění radioaktivních látek z palivových elementů, pak k tomu aby došlo k jejich uvolnění do okolí, musí být překonány další bezpečnostní bariéry: (a) Musí dojít k porušení těsnosti zirkoniových palivových prutů (b) Pokud budou přepravované vyhořelé palivové kazety přepravováný v transportním kontejneru, musí dojít k narušení těsnosti tohoto kontejneru (c) Pokud budou vyhořelé palivové kazety uloženy ve skladovací mříži horké komory připravené na přeložení do úložných obalových souborů, musí dojít k narušení hermetičnosti horké komory (d) Pokud budou vyhořelé palivové kazety uloženy v úložných obalových souborech, musí dojít k narušení těsnosti těchto úložných obalových souborů (e) Pokud budou vyhořelé palivové kazety uloženy v úložných obalových souborech v hlubinném úložišti, potom musí ještě dojít k úniku přes bentonitem vyplněnou šachtu a ven z hlubinného úložiště. Únik radioaktivních látek přes všechny tyto bezpečnostní bariéry je při jejich porušení snižován retenčními faktory závislými na druhu bezpečnostní bariéry velikosti a 26 způsobu porušení bariéry a na retenčních vlastnostech jednotlivých skupin radionuklidů. 6 Přehled možných mimořádných událostí V následující části bude rozebrán přehled inicializačních událostí, které mohou vést k mimořádné události ve smyslu vyhlášky 318/2002 (dříve 219/1997) [ 9 ],[ 4 ], tj. k události důležité z hlediska jaderné bezpečnosti nebo radiační ochrany, která vede nebo může vést k nepřípustnému uvolnění radioaktivních látek, případně ke vzniku radiační nehody nebo radiační havárie. Podrobná analýza toho, zda při uvolnění radioaktivních látek dochází k radiační nehodě nebo radiační havárii ve smyslu Atomového zákona [ 1 ], bude provedena v další kapitole. V případě, že výsledky analýzy budou ukazovat, že může dojít k radiační havárii, bude třeba analyzovat, zda pravděpodobnost vzniku této radiační havárie je větší než 10-7/rok. 6.1 Externí inicializační události Zemětřesení Vylučující kritérium § 4 e) vyhl. SÚJB 215/1997 o umísťování jaderných zařízení nedovoluje umístění úložiště v lokalitě, kde by mohla být dosažena nebo překročena intenzita maximálního výpočtového zemětřesení 8 ° MSK-64 (stupnice MedveděvSponheuer-Kárník na zhodnocení makroseismických účinků zemětřesení). Při zemětřesení menší intenzity by snad mohlo dojít k narušení bariér, zvláště při umístění vyhořelých kazet ve skladovací mříži horké komory. Nedošlo by však k uvolnění energie potřebné k zahřátí palivových kazet na vysoké teploty, a tím k uvolnění radioaktivních látek z palivových elementů. Z hlediska uvolnění radioaktivních látek z uložených odpadů otřesy menší nemohou vést k okamžitému uvolnění aktivity z uložených materiálů. Spíše k uzavření možných únikových cest do povrchových vod a do atmosféry. možným rizikem je následný možný průnik vod do narušených prostor kontaminace těchto vod a následné šíření kontaminace podzemními vodami. intenzity by došlo Jediným úložiště, Pád letadla nebo meteoritu Pád letadla nebo meteoritu může být inicializační událostí radiační nehody v nadzemní části úložiště. Na podzemní část úložiště nemá vliv. Nad úložnými prostory dolu se nachází vrstva horniny o tloušťce 500 m a více. Pád letadla nebo meteoritu by nezpůsobil narušení bariér a uvolnění radioaktivních látek z hlubinné části úložiště do okolí. Náhodný pád velkého letadla na kritické objekty úložiště je událost málo pravděpodobná, nelze však vyloučit pád velkého letadla jako cílenou teroristickou akci. Při pádu velkého letadla na nadzemní část úložiště může dojít k narušení bariér, zvláště při umístění vyhořelých kazet ve skladovací mříži horké komory a také může dojít 27 k uvolnění energie potřebné k zahřátí palivových kazet na vysoké teploty, a tím k uvolnění radioaktivních látek z palivových elementů. Tato inicializační událost se jeví jako nejkritičtější a bude detailně analyzována v další části této práce. Záplavy Vylučující kritérium § 4 p) vyhl. SÚJB 215/1997 o umísťování jaderných zařízení nedovoluje umístění úložiště v lokalitě do zátopových území zaplavovaných stoletou vodou. Meteorologické jevy - vichřice, průtrže mračen Při vichřicích a průtržích mračen může dojít k narušení bariér zvláště při umístění vyhořelých kazet ve skladovací mříži horké komory. Nedojde však k uvolnění energie potřebné k zahřátí palivových kazet na vysoké teploty, a tím k uvolnění radioaktivních látek z palivových elementů. Nadložní vrstva dolu je tvořena více než 500 metrů silnou vrstvou málo propustných hornin. Proto se meteorologické jevy jako vichřice a průtrže mračen nemohou v prostorách dolu projevit. Jediný možný větší nátok povrchové vody, který se však, vzhledem k velké ploše úložiště a drenážnímu systému, nemůže výrazněji uplatnit, je možný přes ventilační šachty. Exploze a výbuchy v okolí úložiště Při explozích a výbuších v okolí povrchové části úložiště může dojít k narušení bariér zvláště při umístění vyhořelých kazet ve skladovací mříži horké komory. Nedojde však k uvolnění energie potřebné k zahřátí palivových kazet na vysoké teploty, a tím k uvolnění radioaktivních látek z palivových elementů. Vzhledem k velké hloubce pod povrchem země, ve které je úložiště umístěno, se nemohou exploze a výbuchy v okolí úložiště na stavu podzemní části úložiště nijak projevit. 6.2 Interní inicializační události Kritičnost souboru palivových kazet Návrh přepravních kontejnerů CASTOR je řešen takovým způsobem, aby nemohlo dojít k dosažení kritičnosti pro přepravované množství vyhořelého jaderného paliva. Na dosažení kritičnosti vyhořelých palivových souborů ve skladovací mříži má vliv řada parametrů: 28 - Stupeň obohacení jaderného paliva izotopem 235U - Stupeň vyhoření jaderného paliva - Izotopický inventář vzniklý ozařováním paliva v jaderném reaktoru (burn up credit) - Geometrie ukládacích mříží - Okamžité množství štěpného materiálu - Množství a kvalita moderátoru v daném prostoru - Množství neutronového absorbátoru obsaženého v systému Geometrie ukládacích mříží a maximální množství štěpného materiálu v závislosti na stupni obohacení, stupni vyhoření a na burn up creditu musí být dány projektem. Výpočet kritičnosti systému v závislosti na kombinaci vody a vzduchu pro dosažení maximálního moderování a na množství neutronového absorbátoru vyžaduje speciální výpočtové kódy. Řešení této úlohy je nad rámec tohoto projektu. Orientačním vodítkem může být úložná mříž bazénu vyhořelého paliva reaktoru VVER 440/213 pro 380 vyhořelých palivových kazet. Provedené výpočty ukazují, že i při zavezení celé mříže čerstvým palivem by nedošlo k dosažení kritičnosti [ 23 ]. Při transportu úložných obalových souborů do hlubinného úložiště budou postupně přepravována množství štěpného materiálu, která nejsou dostatečná pro dosažení kritičnosti. Ocenění kritičnosti hlubinného úložiště v dlouhodobém horizontu je úloha, která je nad rámec tohoto projektu. Předběžné analýzy u jiných úložišť ukazují, že pravděpodobnost dosažení kritičnosti je velmi malá, a z toho nejpravděpodobnější je scénář pomalu sestaveného souboru štěpitelného materiálu o nízkém výkonu a malém uvolnění energie s malým vlivem na úložiště i na jeho okolí. Havárie provozního vozidla Havárie manipulačního vozidla v úložišti může způsobit lokální destrukci, lokální požár nebo výbuch. Manipulační vozidla nemají ve svých nádržích takové množství hořlavin, které by mohlo vést k takovému zvýšení teploty vyhořelých palivových článků, aby došlo k uvolnění radioaktivních látek z palivových kazet. Při havárii v podzemní části úložiště se následky na povrchu neprojeví. Při havárii vozidla v nadzemní části úložiště bude mít havárie jen omezený dosah a jen malé následky. Požár v úložišti Požár v úložišti může být způsoben například závadou na elektroinstalačním zařízení. Předpokládá se však, že v prostorách úložiště se bude nacházet velmi málo hořlavých látek, které by mohly podporovat šíření požáru, způsobit narušení bariér a následné uvolnění radioaktivních látek. Průnik vody do úložiště Při zaplavení vyhořelých palivových souborů vodou při jejich přepravě nebo překládání nedojde k význačnému úniku radioaktivních látek z vyhořelých palivových kazet jak ukazuje zkušenost z mnohaletého uchovávání těchto kazet ve vodě bazénu vyhořelého paliva po jejich vytažení z reaktoru. Výbuch v úložišti 29 Výbuch v podzemní části úložiště by se na povrchu neprojevil. Výbuch v nadzemní části úložiště by mohl vést k narušení některých bariér. Nedodal by však dostatečné množství energie potřebné k uvolnění radionuklidů z vyhořelých palivových článků. Teroristická akce Cílená teroristická akce, zaměřená především na využití antijaderné psychózy, by mohla způsobit požár, který by jen s velmi malou pravděpodobností mohl vést k narušení bariér a k uvolnění radioaktivních látek do ovzduší. 7 Stanovení kritické skupiny obyvatelstva při uvolnění radioaktivních látek do atmosféry Při úniku radioaktivních látek do atmosféry a stanovení radiačních dávek na obyvatele, se uplatňují následující cesty ozáření obyvatelstva: (a) Externí ozáření z radioaktivních látek šířících se v ovzduší při úniku radioaktivních látek. (b) Externí ozáření z terénu, kontaminovaného radioaktivními látkami. (c) Interní ozáření z inhalovaných radioaktivních látek, šířících se v ovzduší v době úniku radioaktivních látek z úložiště. (d) Interní ozáření z konzumovaných potravin, kontaminovaných radioaktivními látkami v potravinovém řetězci (ozáření z ingesce). (e) Interní ozáření z inhalovaných radioaktivních látek, kontaminovaného terénu v období po mimořádné události. rozvířených z Z těchto hledisek tvoří kritickou skupinu obyvatelstva obyvatelé v nejbližším okolí úložiště. 30 Obr. 10 Administrativní rozdělení České republiky na kraje a okresy 31 Obr. 11 Hustota počtu obyvatelstva v České republice podle administrativního dělení na okresy Programový systém PC COSYMA vyžaduje zadání vstupních údajů o obyvatelstvu v analyzované lokalitě dvěmi způsoby: 1. Rozložení obyvatelstva (sídel) vzhledem k vybrané výpočtové síti 2. Informace o rozložení obyvatelstva ve formě průměrné hustoty obyvatelstva pro danou oblast Protože tato studie je prováděna pro hlubinné úložiště v hypotetické lokalitě, není možné zadat rozložení sídel obyvatelstva vzhledem k výpočtové síti. Proto je zadávána průměrná hustota obyvatelstva pro lokalitu hlubinného úložiště. Protože se předpokládá umístění úložiště v granitových lesnatých oblastech je vybrána vzhledem k rozložení hustoty obyvatelstva v České republice (viz Obr. 11) průměrná hustota 50 obyvatel/km2. Přitom se předpokládá, že v nejbližším okolí úložiště zhruba do 2 až 3 km nebudou žádná lidská sídla. Za kritickou skupinu se budou považovat obyvatele v okruhu do 5 km od hlubinného úložiště. 32 8 Výpočet možných dopadů na obyvatelstvo pro nejkritičtější scénář mimořádné události Jako nejkritičtější scénář pro výpočet možných radiačních dopadů na obyvatelstvo při mimořádné události, byl vybrán pád velkého letadla na nadzemní část hlubinného úložiště s narušením bezpečnostních bariér horké komory se skladovací mříží vyhořelých palivových kazet, způsobeným výbuchem po dopadu letadla s následným požárem, při kterém se uvolní dostatečné množství energie tak, aby došlo k ohřátí palivových kazet na vysokou teplotu, a tím k uvolnění radioaktivních látek z palivových elementů. V této kapitole je detailně analyzováno, zda při mimořádné události může dojít k radiační havárii, tj. podle [ 1 ] k radiační nehodě, která vyžaduje opatření na ochranu obyvatelstva a životního prostředí. Rozbor mimořádných událostí, vedoucích k uvolnění radioaktivních látek z úložiště radioaktivních odpadů a jejich šíření do okolí úložiště s možnými radiačními dávkami na obyvatelstvo, je zaměřen na šíření radioaktivních látek atmosférou. Při mimořádné události, spojené s únikem radioaktivních látek, jsou směrné hodnoty, jejichž překročení vyžaduje provádění opatření na ochranu obyvatelstva, dány tabulkami, vztahujícími se k paragrafům vyhlášky SÚJB 307/2002 Sb. o požadavcích na zajištění radiační ochrany. S těmito směrnými hodnotami jsou srovnávány všechny výsledné hodnoty dopadů na obyvatelstvo. 8.1 Šíření uniklých radioaktivních látek atmosférou Pro analýzu šíření radioaktivních látek atmosférou do okolí hypotetického úložiště a výpočet možných radiačních dávek na obyvatele, byl použit výpočtový program COSYMA (Code System from MARIA (Methods for Assesing the Radiological Impact of Accidents)). Program Cosyma je určen pro stochastickou (pravděpodobnostní) analýzu úniků radioaktivních látek se zahrnutím celoročních meteorologických podmínek pro danou oblast. Výpočty jsou prováděny v rámci výpočtové sítě tvořené 16 úhlovými sektory a 12 kruhovými mezikružími, vždy pro středy prostorových elementů tvořených touto sítí. Pro výpočty je požíván Gaussův segmentový model transportu a disperse radioaktivních látek v atmosféře. Pro každý prostorový element jsou počítány časově integrované objemové aktivity jednotlivých radionuklidů v atmosféře a plošné aktivity na kontaminovaném terénu. Přitom se uvažuje zahrnutí suchého spadu, vymývání atmosférickými srážkami a provádějí se korekce na poločasy radioaktivních rozpadů jednotlivých radionuklidů. Následně jsou počítané efektivní dávky na obyvatele a ekvivalentní dávky na různé tělesné orgány a tkáně. Je uvažováno externí ozáření z radioaktivního oblaku, z kontaminovaného terénu a z kontaminované pokožky a dále interní ozáření z inhalace radioaktivních látek z radioaktivního mraku, ingesce a inhalace následně rozvířených radioaktivních látek. Pro hodnocení překročení směrných úrovní pro neodkladná ochranná opatření je používána integrační doba 7 dní [ 8 ], interní ozáření z ingesce pro tuto dobu není uvažováno. 33 Podrobnější popis programu Cosyma, jakož i podrobný popis nastavení jednotlivých vstupních parametrů, popis výpočtů i jednotlivých výstupů výsledků výpočtu, je uveden v příloze A. Podstatnou částí v zadání vstupních dat je stanovení zdrojového členu, charakterizujícího množství uniklých radioaktivních látek. 8.1.1 Stanovení zdrojového členu Pro stanovení zdrojového členu pro šíření uvolněných radioaktivních látek do okolí atmosférou uvažujeme, jako inicializační událost, pád velkého letadla, který vede k destrukci a k požáru v prostoru horké komory se skladovací mříží vyhořelých palivových kazet. Pro následné výpočty uvažujeme nejkritičtější scénář: (a) Dojde k destrukci skladovací mříže palivových kazet v horké komoře, a tím k narušení těsnosti ochranných bariér. (b) Dojde k následnému požáru v prostoru skladovací mříže palivových kazet v horké komoře, a tím k uvolnění dostatečné energie, potřebné k úniku radioaktivních látek z vyhořelého paliva. Radionuklid Kr-85 Sr-90 Nb-94 J-129 Cs-137 Eu-154 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Am-241 Cm-244 Aktivita inventáře [Bq] 1,0E+14 0,8E+16 2,0E+12 6,0E+10 1,2E+16 5,0E+13 5,0E+14 1,8E+14 2,0E+14 2,0E+15 2,2E+13 1,2E+13 Uvolněná frakce [%] 100 0,1 0,05 10 1 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 Tab. 9 Inventář a uvolněné frakce radionuklidů při požáru a explozi pro 100 kazet vyhořelého paliva z reaktoru VVER 440/213 s obohacením 3,6% 235U a po 60-ti letech od vytažení z reaktoru Inventář významných radionuklidů pro 100 kazet vyhořelého paliva z reaktoru VVER 440/213 s obohacením 3,6% 235U a po 60-ti letech od vytažení z reaktoru a uvolněné frakce tohoto inventáře, odvozené za konzervativních předpokladů z analýz uvedených v kapitole 5, jsou uvedeny v Tab. 9. 34 Radionuklid Kr-85 Sr-90 Nb-94 J-129 Cs-137 Eu-154 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Am-241 Cm-244 Aktivita inventáře [Bq] 1,4E+14 1,6E+16 2,0E+12 2,8E+10 1,9E+16 1,4E+13 2,1E+15 2,8E+14 4,0E+14 4,8E+15 3,2E+15 7,6E+14 Uvolněná frakce [%] 100 0,1 0,05 10 1 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 Tab. 10 Inventář a uvolněné frakce radionuklidů při požáru a explozi pro 40 kazet vyhořelého paliva z reaktoru VVER 100 s obohacením 4,4% 235U a po 65-ti letech od vytažení z reaktoru Inventář významných radionuklidů pro 40 kazet vyhořelého paliva z reaktoru VVER 1000 s obohacením 4,4% 235U a po 65-ti letech od vytažení z reaktoru a uvolněné frakce tohoto inventáře, odvozené za konzervativních předpokladů z analýz uvedených v kapitole 5, jsou uvedeny v Tab. 10. Uvolnění radioaktivních látek do atmosféry a následný únik do okolí mohou v reálných podmínkách ovlivňovat retenční faktory technologických systémů horké komory a retenční faktory stavebního provedení horké komory a celé budovy. Tyto retenční faktory nejsou uvažovány. 8.1.2 Vstupní parametry programu na výpočet šíření radioaktivních látek do okolí Výpočty jsou prováděny do vzdálenosti 21 km od místa úniku, kritická skupina obyvatel je ve vzdálenosti do 5 km. Uvažuje se drsný terén, daný lesnatou krajinou kolem úložiště. Uvažují se meteorologické podmínky během celého roku (směr větru, rychlost větru, kategorie stability atmosféry a množství atmosférických srážek) pro roční meteorologický vzorek střední Evropy. Uvažuje se ozáření z oblaku, z kontaminovaného terénu, z inhalace radioaktivních látek. Provádí se stochastický výpočet, tzn. , že se volí náhodně začátky havárií během období celého jednoho roku a výsledná data se statisticky zpracovávají. Pro možnost porovnání jsou provedeny deterministické výpočty pro dvě meteorologické situace: - Nejčastější meteorologická situace - kategorie stability atmosféry D (neutrální), rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických srážek. - Nepříznivé rozptylové podmínky - kategorie stability atmosféry F (silně stabilní), rychlost větru 2 m/s, atmosférické srážky 1 mm/hod. 35 8.1.3 Výsledky výpočtů šíření radioaktivních vypočtené radiační dávky na obyvatelstvo. látek atmosférou a Z velkého množství výstupů programu Cosyma jsou vybrány především ty výsledky, které mají přímou vazbu na směrné hodnoty, jejichž překročení vyžaduje provádění opatření na ochranu obyvatelstva. Byly počítané krátkodobé efektivní dávky na jednoho obyvatele a ekvivalentní dávky na jednotlivé tkáně a orgány s integrační dobou 7 dnů, aby bylo možné provést porovnání se směrnými hodnotami pro zavedení neodkladných ochranných opatření danými vyhláškou SÚJB 307/2002. Výpočty byly prováděny v pravděpodobnostním režimu s ročním vzorkem meteorologických dat zaznamenávaných s hodinovou frekvencí. Tato data obsahují údaje o směru větru, rychlosti větru, kategorii stability atmosféry, množství atmosférických srážek a směšovací výšce. Náhodně byly voleny počátky havárie během jednoho roku a výpočet šíření a disperse radioaktivních látek v atmosféře byl prováděn za meteorologických podmínek v tomto zvoleném čase. Výsledné vypočtené hodnoty radiačních dávek na obyvatele byly statisticky zpracovány. Výsledky výpočtů šíření radioaktivních látek atmosférou a vypočtené radiační dávky na obyvatele (viz podrobný popis v příloze A) jsou shrnuty v Tab. 11, Tab. 12, Tab. 13 a na Obr. 12, Obr. 13, Obr. 14. Jsou zde uvedeny hodnoty efektivních dávek na obyvatele a ekvivalentní dávky na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od místa úniku. Je vidět, že největší ekvivalentní dávka ze všech tělesných orgánů je dávka na plíce, což je způsobeno vdechováním alfa radioaktivních transuranových radionuklidů, které tvoří významnou část inventáře vyhořelých palivových souborů. Z analýz cest ozáření pro efektivní dávku a ekvivalentní dávku na plíce, uvedených pro vyhořelé palivo VVER 440/213 na Obr. 15, Obr. 16, Obr. 17 a pro vyhořelé palivo VVER 1000 na Obr. 24, Obr. 25, Obr. 26, vyplývá převažující vliv transuranových radionuklidů (alfa zářičů). Tyto radionuklidy, vzhledem ke krátkému doběhu alfa částic, se neprojevují při externím ozáření z radioaktivního oblaku a kontaminovaného terénu, ale naopak tvoří dominantní příspěvek v interním ozáření, způsobeném vdechováním radioaktivních látek. Výpočty transportu a disperse radioaktivních látek byly prováděny pro různé hodnoty tepelného vznosu radioaktivního mraku, vznikajícího při následném požáru po pádu letadla na technologické nadzemní objekty hlubinného úložiště. S uvážením různé intenzity následného požáru v povrchové části úložiště byly prováděny výpočty pro energetický výkon tepelného vznosu 5 MW a 50 MW. Pro možnost porovnání byly provedeny také výpočty šíření radioaktivního mraku bez tepelného vznosu. Výsledky těchto výpočtů jsou pro inventář vyhořelého paliva VVER 440/213 uvedeny pro efektivní dávky na Obr. 13 a pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 14. Pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 jsou tyto výsledky uvedeny pro efektivní dávky na Obr. 22 a pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 23. Další výpočty byly prováděny pro různé počty kazet vyhořelého jaderného paliva, uložené ve skladovací mříži horkých komor. Pro vyhořelé palivo z reaktorů VVER 440/213 jsou uvažována množství palivových kazet v počtu 100, 200 a 300, odpovídající přibližně počtu vyhořelých kazet z tříleté palivové kampaně pro jeden 36 reaktorový blok VVER 440/213. Pro vyhořelé palivo z reaktorů VVER 1000 jsou uvažována množství palivových kazet v počtu 40, 80 a 120, odpovídající přibližně počtu vyhořelých kazet za tři roky z čtyřleté palivové kampaně pro jeden reaktorový blok VVER 1000. Výsledky těchto výpočtů jsou pro inventář vyhořelého paliva VVER 440/213 a tepelný vznos 5 MW pro efektivní dávky na Obr. 18 , pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 20 a pro tepelný vznos 50 MW pro efektivní dávky na Obr. 19 a pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 21. Pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 a tepelný vznos 5 MW jsou pro efektivní dávky na Obr. 27 a pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 28. Výsledky provedených deterministických výpočtů pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D (neutrální), rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických srážek, pro inventář 100 vyhořelých palivových kazet z reaktoru VVER 440/213 a pro hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW jsou pro efektivní dávky na Obr. 29 a pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 30. Pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F (silně stabilní), rychlost větru 2 m/s, atmosférické srážky 1 mm/hod, pro inventář 100 vyhořelých palivových kazet z reaktoru VVER 440/213 a pro hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW jsou tyto výsledky pro efektivní dávky na Obr. 31 a pro ekvivalentní dávky na plíce na Obr. 32. Z těchto výsledků je názorně vidět komínový efekt tepelného vznosu. Při energetickém výkonu 50 MW až do vzdálenosti 1,5 km je největší objemová koncentrace radionuklidů v radioaktivním mraku nad přízemní vrstvou a vzhledem ke snižující se koncentraci s rostoucí vzdáleností klesají radiační dávky. Nad touto vzdálenosti vzhledem k tomu, že se přízemní vrstva dostává do středu radioaktivního mraku z počátku s rostoucí vzdáleností dávky rostou a teprve od určité vzdálenosti začnou opět klesat. Z těchto výsledků je také vidět protikladný efekt množství uvolněné energie při požáru. Velká uvolněná energie při požáru povede k velkému zvýšení teploty vyhořelých palivových kazet, a tím také k většímu uvolňování radioaktivních látek do atmosféry. Větší uvolněná energie však také vede k většímu tepelnému vznosu radioaktivního mraku, a tím ke snižování radiačních dávek. Naopak malá uvolněná energie povede k malému tepelnému vznosu radioaktivního mraku, ale způsobí menší únik radioaktivních látek do atmosféry. Ke všem grafickým znázorněním průběhů radiačních dávek v závislosti na vzdálenosti od úložiště jsou paralelně uvedeny tabulkové hodnoty. Hodnoty radiačních dávek v žádném z provedených výpočtů nepřekročily směrné hodnoty pro zavádění neodkladných opatření na ochranu obyvatelstva dané vyhláškou SÚJB 307/2002. Z analýzy všech těchto výsledků je možné konstatovat, že při úniku radioaktivních látek do atmosféry při mimořádné události spojené s únikem radioaktivních látek z úložiště, efektivní dávka na obyvatele je hluboko pod směrnými hodnotami zásahových úrovní pro provádění opatření daných vyhláškou SÚJB 307/2002 Sb. Z uvedených výsledků vyplývá, že při mimořádné události nedochází ke vzniku radiační havárie a není proto nutné stanovit zónu havarijního plánování. 37 10 10 štítná žláza plíce kostní dřeň zažívací trakt 1 efektivní dávka 0,1 0,1 0,01 0,01 0,001 0,001 0,0001 Efektivní dávka [mSv] Ekvivalentní dávka [mSv] 1 0,0001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 12 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo a ekvivalentních dávek na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat 38 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efekt.dávky štítnou žlázu [mSv] 4,89E-02 1,51E-02 9,68E-03 5,58E-03 3,59E-03 2,20E-03 1,22E-03 7,79E-04 5,26E-04 3,20E-04 1,75E-04 1,17E-04 [mSv] 3,25E-01 9,82E-02 6,20E-02 3,39E-02 2,11E-02 1,28E-02 6,86E-03 4,08E-03 2,14E-03 1,29E-03 6,97E-04 4,09E-04 Ekvivalentní dávky na plíce kostní dřeň [mSv] [mSv] 2,30E+00 4,87E-02 6,92E-01 1,50E-02 4,36E-01 9,57E-03 2,37E-01 5,47E-03 1,46E-01 3,50E-03 8,85E-02 2,14E-03 4,74E-02 1,18E-03 2,78E-02 7,47E-04 1,39E-02 4,89E-04 8,40E-03 2,98E-04 4,51E-03 1,62E-04 2,56E-03 1,07E-04 zažívací trakt [mSv] 7,25E-02 2,21E-02 1,41E-02 7,90E-03 4,99E-03 3,05E-03 1,66E-03 1,03E-03 6,19E-04 3,76E-04 2,05E-04 1,30E-04 Tab. 11 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo a ekvivalentních dávek na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 0 až 50 [MW] 10 0 [MW] 5 [MW] 50 [MW] Efektivní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 13 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu 39 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu [MW] 0 [MW] 5 [MW] 50 [MW] 3,25E-01 6,10E-02 1,54E-02 9,82E-02 2,08E-02 3,38E-03 6,20E-02 1,48E-02 2,24E-03 3,39E-02 1,05E-02 1,53E-03 2,11E-02 7,56E-03 1,11E-03 1,28E-02 5,41E-03 8,10E-04 6,86E-03 3,52E-03 5,90E-04 4,08E-03 2,33E-03 4,43E-04 2,14E-03 1,42E-03 3,55E-04 1,29E-03 9,84E-04 2,86E-04 6,97E-04 6,62E-04 2,50E-04 4,09E-04 4,13E-04 2,03E-04 Tab. 12 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu Ekvivalentní dávka [mSv] na plíce při tepelném vznosu 0 až 50 [MW] 10 0 [MW] 5 [MW] 50 [MW] Ekvivalentní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 14 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu 40 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka [mSv] na plíce při tepelném vznosu 0 [MW] 5 [MW] 50 [MW] 2,30E+00 4,26E-01 1,05E-01 6,92E-01 1,45E-01 2,26E-02 4,36E-01 1,03E-01 1,46E-02 2,37E-01 7,28E-02 9,87E-03 1,46E-01 5,21E-02 6,89E-03 8,85E-02 3,71E-02 4,88E-03 4,74E-02 2,41E-02 3,53E-03 2,78E-02 1,58E-02 2,67E-03 1,39E-02 9,54E-03 2,12E-03 8,40E-03 6,42E-03 1,74E-03 4,51E-03 4,17E-03 1,62E-03 2,56E-03 2,57E-03 1,24E-03 Tab. 13 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu Oblak 1% Terén 1% Terén 10% Inhalace 89% Inhalace 99% Obr. 15 Procentuální vyjádření příspěvků efektivní dávce a k ekvivalentní dávce na plíce podle cest ozáření pro vyhořelé palivo VVER 440/213 Pu-240 17% Pu-239 15% Ostatní 4% Cs-137 18% Pu-238 46% Obr. 16 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k efektivní dávce pro vyhořelé palivo VVER 440/213 41 Am-241 2% Ostatní 2% Cs-137 2% Pu-240 20% Pu-238 56% Pu-239 18% Obr. 17 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k ekvivalentní dávce na plíce pro vyhořelé palivo VVER 440/213 Efektivní dávka [m Sv] při různém inventáři skladovací m říže při tepelném vznosu 5 MW 1 100 kazet 200 kazet 300 kazet Efektivní dávka [mSv] 0,1 0,01 0,001 0,0001 0 5 10 15 20 Vzdálenost [km ] Obr. 18 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 42 25 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 100 kazet 6,10E-02 2,08E-02 1,48E-02 1,05E-02 7,56E-03 5,41E-03 3,52E-03 2,33E-03 1,42E-03 9,84E-04 6,62E-04 4,13E-04 200 kazet 1,22E-01 4,16E-02 2,96E-02 2,10E-02 1,51E-02 1,08E-02 7,04E-03 4,66E-03 2,83E-03 1,97E-03 1,33E-03 8,25E-04 300 kazet 1,83E-01 6,24E-02 4,43E-02 3,15E-02 2,27E-02 1,62E-02 1,06E-02 6,99E-03 4,25E-03 2,95E-03 1,99E-03 1,24E-03 Tab. 14 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 43 Efektivní dávka [m Sv] při různém inventáři skladovací m říže při tepelném vznosu 50 MW 1 100 kazet 200 kazet 300 kazet Efektivní dávka [mSv] 0,1 0,01 0,001 0,0001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km ] Obr. 19 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Vzdálenost km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 50 MW 100 kazet 200 kazet 300 kazet 1,54E-02 3,07E-02 4,61E-02 3,38E-03 6,77E-03 1,02E-02 2,24E-03 4,48E-03 6,71E-03 1,53E-03 3,05E-03 4,58E-03 1,11E-03 2,22E-03 3,33E-03 8,10E-04 1,62E-03 2,43E-03 5,90E-04 1,18E-03 1,77E-03 4,43E-04 8,86E-04 1,33E-03 3,55E-04 7,09E-04 1,06E-03 2,86E-04 5,71E-04 8,56E-04 2,50E-04 5,01E-04 7,51E-04 2,03E-04 4,07E-04 6,10E-04 Tab. 15 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek 44 meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 10 100 kazet 200 kazet 300 kazet Ekvivalentní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 20 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 100 kazet 200 kazet 300 kazet 4,26E-01 8,51E-01 1,28E+00 1,45E-01 2,89E-01 4,34E-01 1,03E-01 2,05E-01 3,08E-01 7,28E-02 1,46E-01 2,18E-01 5,21E-02 1,04E-01 1,56E-01 3,71E-02 7,42E-02 1,11E-01 2,41E-02 4,81E-02 7,22E-02 1,58E-02 3,16E-02 4,73E-02 9,54E-03 1,91E-02 2,86E-02 6,42E-03 1,28E-02 1,93E-02 4,17E-03 8,33E-03 1,25E-02 2,57E-03 5,14E-03 7,71E-03 Tab. 16 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek 45 meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 50 MW 1 100 kazet 200 kazet Ekvivalentní dávka [mSv] 300 kazet 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 Vzdálenost [km] Obr. 21 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 46 25 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 50 MW 300 kazet 100 kazet 200 kazet 3,16E-01 1,05E-01 2,10E-01 6,78E-02 2,26E-02 4,52E-02 4,39E-02 1,46E-02 2,93E-02 2,96E-02 9,87E-03 1,97E-02 2,07E-02 6,89E-03 1,38E-02 1,46E-02 4,88E-03 9,76E-03 1,06E-02 3,53E-03 7,06E-03 8,01E-03 2,67E-03 5,34E-03 6,37E-03 2,12E-03 4,25E-03 5,21E-03 1,74E-03 3,48E-03 4,85E-03 1,62E-03 3,23E-03 3,73E-03 1,24E-03 2,49E-03 Tab. 17 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 1 Efektivní dávka [mSv] 5 MW 50 MW 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 22 Grafické znázornění efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 47 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 5 MW 50 MW 9,44E-02 3,81E-01 2,04E-02 1,30E-01 1,32E-02 9,19E-02 8,93E-03 6,52E-02 6,26E-03 4,67E-02 4,46E-03 3,33E-02 3,23E-03 2,16E-02 2,44E-03 1,42E-02 1,94E-03 8,58E-03 1,58E-03 5,80E-03 1,46E-03 3,78E-03 1,13E-03 2,34E-03 Tab. 18 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo a ekvivalentních dávek na různé tělesné orgány v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 10 5 MW 50 MW Ekvivalentní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 23 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 48 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 5 MW 50 MW 7,45E-01 3,02E+00 1,60E-01 1,03E+00 1,03E-01 7,28E-01 6,94E-02 5,16E-01 4,81E-02 3,69E-01 3,39E-02 2,63E-01 2,45E-02 1,70E-01 1,86E-02 1,12E-01 1,48E-02 6,75E-02 1,21E-02 4,52E-02 1,14E-02 2,91E-02 8,65E-03 1,80E-02 Tab. 19 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 Terén 2% Inhalace 98% Inhalace 100% Obr. 24 Procentuální vyjádření příspěvků efektivní dávce a k ekvivalentní dávce na plíce podle cest ozáření pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 49 Cs-137 5% Ostatní 11% Pu-238 32% Am-241 43% Pu-239 4% Pu-240 5% Efektivní dávka: 0,06521 mSv Obr. 25 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k efektivní dávce pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 Cm-244 12% Am-241 45% Pu-238 33% Pu-240 6% Pu-239 4% Ekvivalentní dávka na plíce: 0,5163 mSv Obr. 26 Procentuální vyjádření příspěvků od jednotlivých radionuklidů k ekvivalentní dávce na plíce pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 50 Efektivní dávka [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 10 40 kazet 80 kazet 120 kazet Efektivní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 27 Grafické znázornění efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 40 kazet 80 kazet 120 kazet 3,81E-01 7,62E-01 1,14E+00 1,30E-01 2,59E-01 3,88E-01 9,19E-02 1,84E-01 2,76E-01 6,52E-02 1,30E-01 1,96E-01 4,67E-02 9,35E-02 1,40E-01 3,33E-02 6,66E-02 9,98E-02 2,16E-02 4,32E-02 6,48E-02 1,42E-02 2,84E-02 4,25E-02 8,58E-03 1,72E-02 2,58E-02 5,80E-03 1,16E-02 1,74E-02 3,78E-03 7,56E-03 1,13E-02 2,34E-03 4,67E-03 7,01E-03 Tab. 20 Přehled efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000 51 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 10 40 kazet 80 kazet Ekvivalentní dávka [mSv] 120 kazet 1 0,1 0,01 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 28 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu 5 MW 40 kazet 80 kazet 120 kazet 3,02E+00 6,05E+00 9,07E+00 1,03E+00 2,05E+00 3,08E+00 7,28E-01 1,46E+00 2,18E+00 5,16E-01 1,03E+00 1,55E+00 3,69E-01 7,39E-01 1,11E+00 2,63E-01 5,26E-01 7,88E-01 1,70E-01 3,41E-01 5,11E-01 1,12E-01 2,23E-01 3,35E-01 6,75E-02 1,35E-01 2,02E-01 4,52E-02 9,03E-02 1,35E-01 2,91E-02 5,83E-02 8,74E-02 1,80E-02 3,59E-02 5,39E-02 Tab. 21 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 1000 52 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 10 5 MW 50 MW Efektivní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 29 Grafické znázornění efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 5 MW 50 MW 1,46E+00 1,97E-01 3,87E-01 7,28E-03 2,37E-01 2,31E-03 1,43E-01 5,95E-03 8,88E-02 1,07E-02 5,58E-02 1,36E-02 3,49E-02 1,39E-02 2,46E-02 1,20E-02 1,97E-02 9,25E-03 1,58E-02 6,77E-03 1,25E-02 4,58E-03 9,76E-03 3,01E-03 Tab. 22 Přehled efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 53 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 100 5 MW 50 MW Ekvivalentní dávka [mSv] 10 1 0,1 0,01 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 30 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 5 MW 50 MW 1,04E+01 1,39E+00 2,74E+00 5,01E-02 1,68E+00 1,54E-02 1,01E+00 4,13E-02 6,29E-01 7,52E-02 3,95E-01 9,63E-02 2,47E-01 9,81E-02 1,74E-01 8,47E-02 1,40E-01 6,54E-02 1,12E-01 4,79E-02 8,82E-02 3,24E-02 6,90E-02 2,13E-02 Tab. 23 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 54 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 10 5 MW 50 MW Efektivní dávka [mSv] 1 0,1 0,01 0,001 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 31 Grafické znázornění efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 5 MW 50 MW 1,65E+00 1,88E-01 9,03E-01 8,77E-02 6,98E-01 6,90E-02 5,23E-01 5,57E-02 3,88E-01 4,62E-02 2,86E-01 3,87E-02 2,06E-01 3,19E-02 1,45E-01 2,54E-02 1,01E-01 1,94E-02 7,05E-02 1,46E-02 4,61E-02 1,02E-02 3,05E-02 6,82E-03 Tab. 24 Přehled efektivních dávek v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 55 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 10 Ekvivalentní dávka [mSv] 5 MW 50 MW 1 0,1 0,01 0 5 10 15 20 25 Vzdálenost [km] Obr. 32 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 Vzdálenost [km] 0,50 1,15 1,55 2,10 2,80 3,70 4,90 6,55 8,75 11,50 15,50 21,00 Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW 5 MW 50 MW 9,10E+00 2,05E-01 5,01E+00 1,22E-01 3,83E+00 1,17E-01 2,82E+00 1,20E-01 2,05E+00 1,22E-01 1,46E+00 1,20E-01 1,02E+00 1,10E-01 6,83E-01 9,48E-02 4,50E-01 7,59E-02 2,98E-01 5,80E-02 1,82E-01 4,07E-02 1,16E-01 2,67E-02 Tab. 25 Přehled ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti od povrchové části úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 56 9 Závěr V této práci byl podán stručný popis hypotetického hlubinného úložiště vysoce aktivních radioaktivních odpadů vycházející z referenčního projektu. Byly posouzeny bezpečnostní bariéry bránící úniku radioaktivních látek z vyhořelých palivových článků do atmosféry a do okolí. Detailně byl rozebrán inventář radioaktivních látek v palivových kazetách uložených v povrchové části úložiště v horké komoře při překladu z transportních kontejnerů do úložných obalových souborů. Tato část úložiště je nejkritičtější z možné radiační havárie. Velká pozornost byla věnována rozboru podmínek potřebných k uvolnění radioaktivních látek z vyhořelého paliva. Byl rozebrán přehled inicializačních událostí, vedoucích ke vzniku mimořádných událostí a analyzován seznam možných rizikových faktorů, majících negativní vliv na zajištění jaderné bezpečnosti a rozbor jejich možného příspěvku k inicializaci mimořádné události s možností vzniku radiační havárie. Jako nejkritičtější byl vybrán scénář pádu velkého letadla na nadzemní část úložiště - na budovu s horkou komorou a se skladovací mříží pro vyhořelé palivové kazety překládané z transportních kontejnerů Castor do úložných obalových souborů. Při výbuchu spojeném s pádem letadla dojde k narušení ochranných bariér a při následném požáru se uvolní energie potřebná k úniku radioaktivních látek z vyhořelého paliva. Pro stanovení zdrojového členu se předpokládalo umístění 100, 200 a 300 kazet z reaktoru VVER 440/213 s počátečním obohacením 3,6% 235U a 60-ti roky od vytažení z reaktoru a 40, 80 a 120 kazet VVER 1000 s počátečním obohacením 4,4 % 235U a 65-ti roky od vytažení z reaktoru. Byly posouzeny možné způsoby uvolnění a úniku radioaktivních látek a byly provedeny výpočty šíření těchto uvolněných radioaktivních látek do okolí a výpočty následných radiačních dávek na obyvatelstvo. Byly posouzeny efektivní dávky na obyvatele a ekvivalentní dávky na různé tělesné orgány. Vzhledem k dominantní roli alfa radioaktivních transuranů v inventáři vyhořelého jaderného paliva a dominantní cestě ozáření způsobeném inhalací radioaktivních látek, byly pro hodnocení vybrány efektivní dávky a ekvivalentní dávky na plíce. Byly provedeny výpočty v pravděpodobnostním režimu výpočtů pro energetický výkon tepelného vznosu 5 MW a 50 MW odpovídající různé intenzitě následného požáru. Pro možnost porovnání byly provedeny také deterministické výpočty pro stejné hodnoty tepelného vznosu, pro nejčastější meteorologické podmínky a pro nepříznivé rozptylové meteorologické podmínky. Z analýzy výsledků těchto výpočtů vyplývají závěry o protichůdném působení uvolněné energie při požáru. Malá uvolněná energie vede k malému uvolnění radioaktivních látek do atmosféry, k menšímu tepelnému vznosu s většími radiačními dávkami, velká uvolněná energie vede k většímu uvolnění radioaktivních látek do atmosféry, k většímu tepelnému vznosu, a tím ke snížení radiačních dávek. Byly provedeny výpočty efektivních dávek a ekvivalentních dávek na plíce pro zdrojové členy s inventářem 100, 200 a 300 kazet z reaktoru VVER 440/213 a 40, 80 a 120 kazet VVER 1000. Výpočty byly provedeny v pravděpodobnostním režimu s ročním vzorkem meteorologických dat. Porovnáním vypočtených dávek se směrnými 57 hodnotami bylo vyhodnoceno, že nejsou překročeny směrné hodnoty pro provádění opatření na ochranu obyvatelstva z vyhlášky SÚJB 307/2002. Z provedených výpočtů a provedených vyhodnocení vyplývá, že možné mimořádné události na úložišti během období provozu úložiště radioaktivních odpadů nevedou k mimořádné události, která by vyžadovala opatření na ochranu obyvatelstva, tj. k radiační havárii. Podle §1 nařízení vlády 11/1999 Sb. k zóně havarijního plánování z toho vyplývá, že pro okolí úložiště radioaktivních odpadů není třeba předkládat návrh na stanovení zóny havarijního plánování. Koncepce ukládání vyhořelého jaderného paliva do hlubinného úložiště, tak jak je zpracována v referenčním projektu, vychází ze současného pohledu a přístupu k řešení energetické politiky. Během 60 let, za kterých se má projekt hlubinného úložiště realizovat, může dojít, vzhledem ke snižujícím se zdrojům klasických neobnovitelných energetických surovin jako jsou ropa, uhlí a zemní plyn, ke změně postojů k vyhořelému jadernému palivu a toto palivo může být přednostně používáno k přepracování jako cenná energetická surovina. K tomu mohou vést především pokroky v projektech transmutací, ve kterých budou urychlovačem spouštěné jaderné reaktory využívat vyhořelé jaderné palivo jako energetickou surovinu. Tato práce vycházela z technického a stavebního zadání referenčního projektu hlubinného úložiště. V případě, že dojde ke změně referenčního projektu, bude třeba provést novou studii, která posoudí změněný projekt z hlediska havarijního plánování. 10 Literatura [ 1 ] Zákon č. 18/1997 Sb. o mírovém využívání jaderné energie a ionizujícího záření (atomový zákon) [ 2 ] Nařízení vlády č. 11/1999 Sb. k zóně havarijního plánování [ 3 ] Vyhláška 184/1997 Sb. Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o požadavcích na zajištění radiační ochrany [ 4 ] Vyhláška 219/1997 Sb. Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o podrobnostech k zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení a pracovišť se zdroji ionizujícího záření a o požadavcích na obsah vnitřního havarijního plánu a havarijního řádu [ 5 ] Vyhláška 142/1997 Sb. Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o typovém schvalování obalových souborů pro přepravu, skladování nebo ukládání radionuklidových zářičů a jaderných materiálů, typovém schvalování zdrojů ionizujícího záření, typovém schvalování ochranných pomůcek pro práce se zdroji ionizujícího záření a dalších zařízení pro práce s nimi [ 6 ] Vyhláška Ministerstva vnitra 25/2000 Sb., kterou se stanoví podrobnosti ke zpracování havarijního plánu okresu a vnějšího havarijního plánu 58 [ 7 ] Vyhláška Ministerstva vnitra 328/2001 Sb. o některých podrobnostech zabezpečení integrovaného záchranného systému [ 8 ] Vyhláška 307/2002 Sb. Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o radiační ochraně [ 9 ] Vyhláška 318/2002 Sb. Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o podrobnostech k zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení a pracovišť se zdroji ionizujícího záření a o požadavcích na obsah vnitřního havarijního plánu a havarijního řádu [ 10 ] PC Cosyma: an accident consequence assessment package for use on a PC, Re. port EUR 14916 EN, ISSN 1081-5593 [ 11 ] PC COSYMA Version 1.0, User Guide, EUR 14917,NRPB, KfK, NRPB-SR259 [ 12 ] Vokáč P., Převzetí, adaptace a úpravy výpočetního kódu pro analýzu šíření radioaktivních látek do okolí JE a ocenění následků , ÚJV 11 165 T, (1998) [ 13 ] Bezpečnost jaderných zařízení, Požadavky a návody, ČSKAE, ISSN 0139-777X, 5/1984 [ 14 ] Straka J,Geiss H. and Vogt K.J. Diffusion of waste air puffs and plumes under changing weather conditions. Contr. Atmos. Phys. 54 207 - 221, (1981) [ 15 ] Govaerts P.: REVIEW OF POTENTIAL ACCIDENTS REQUIRING OFF-SITTE EMERGENCY PLANNING. OFF/SITE EMERGENCY RESPONSE TO NUCLEAR ACCIDENTS. Textbook based on training courses organised at SCK/CEN, Belgium in 1991 and 1992. A joint project of the SCK/CEN and the Commission of the European Communities. [ 16 ] NUREG-1320, Nuclear Fuel CycleFacility Accident Analysis Handbook, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1988 [ 17 ] ELDER J.C., GRAF J.M., DEWART J.M., BUHL T.E., WENZEL W.J., WALKER L.J., STOKER A.K.: Guide to RadiologicalAccident Considerations for Siting and Design of DOE Non reactor Nuclear Facilities, Los Alamos National Laboratory, LA-10294-MS, UC-41, 1986 [ 18 ] NUREG-0772, Technical Bases for Estimating Fission Product Behaviour during LWR Accidents, U.S.Nuclear Regulatory Commission, 1981 [ 19 ] BALLEREAU P.: Formation d’aerosols par oxydation et combustion du plutonium et de ses composes. Centre d’Etudes de Bruyeres-le-Chatel, France, 1987 59 [ 20 ] BOROVOI A.A., GAGARINSKI A.Y.: Chernobyl 15 years after: radioactivity release. NUCLEAR EUROPE WORLDSCAN, No 1-2 / 2001 [ 21 ] Zpráva SSSR pro IAEA, The accident at the Chernobyl NPP and its consequences, IAEA Post-Accident Review Meeting, Vídeň, srpen 1986 [ 22 ] Diersch R., Methling D., Milde G.: CASTOR CASK WITH HIGH LOADING CAPACITY FOR TRANSPORT AND STORAGE OF VVER 440 SPENT FUEL [ 23 ] Provozní bezpečnostní zpráva EDU, Díl 3, Charakteristika území s lokalitou jaderné elektrárny EDU [ 24 ] Provozní bezpečnostní zpráva EDU, Díl 5, kap. 5.2.4.1.1.8 Únik RAL do okolí JE –zdrojový člen, str. 171 [ 25 ] Zíb A, Matějka K., Podklady pro stanovení požadavků na životnost kontejnerů pro ukládání vyhořelého jaderného paliva VVER 440 a VVER 1000, Výzkumná zpráva ČVUT FJFI, prosinec 2000 [ 26 ] Matějka K., Zíb A, Novotná L., Šebela P., Ocenění zbytkového výkonu vyhořelého jaderného paliva přijatého do hlubinného úložiště, Výzkumná zpráva ČVUT FJFI, listopad 2001 [ 27 ] Referenční projekt povrchových i podzemních systémů v hostitelském prostředí granitových hornin, A. Průvodní zpráva, EGP Invest, (1999) [ 28 ] Referenční projekt povrchových i podzemních systémů v hostitelském prostředí granitových hornin, C. Technologická část, EGP Invest, (1999) [ 29 ] Referenční projekt povrchových i podzemních systémů v hostitelském prostředí granitových hornin, B. Souhrnné řešení stavby, EGP Invest, (1999) [ 30 ] Referenční projekt povrchových i podzemních systémů v hostitelském prostředí granitových hornin, C.1.1 Technická zpráva PS 01, EGP Invest, (1999) [ 31 ] Referenční projekt povrchových i podzemních systémů v hostitelském prostředí granitových hornin, Zadávací bezpečnostní zpráva , EGP Invest, (1999) 60 Příloha A Stručný popis programu PC COSYMA pro výpočet šíření uniklých radioaktivních látek atmosférou a následných dávek na obyvatelstvo Pro výpočet šíření uniklých radioaktivních látek atmosférou a následných dávek na obyvatelstvo byl použit program PC Cosyma. COSYMA (Code System from Maria) je program vyvíjený v FZK (Německo) a NRPB (Velká Británie) ve spolupráci s organizacemi v dalších zemích v rámci projektu Evropské komise MARIA (Methods for Assessing Radiological Impact of Accidents). PC Cosyma je zjednodušená verze výpočetního kódu Cosyma (verze „mainframe“ pro operační systém UNIX), upravená pro PC a systém MS DOS [ 10 ]. Použitá verze PC Cosyma 2.01 byla získána pro ÚJV na základě dohody s Evropskou komisí prostřednictvím NRPB (Velká Británie). Systém Cosyma byl hojně používán jak v zemích západní Evropy, tak i v zemích střední a východní Evropy. Vyplývá to z několika mezinárodních seminářů pořádaných mezinárodním klubem uživatelů programů Cosyma a MACCS. PC Cosyma může počítat šíření radioaktivních látek atmosférou, následné dávky na obyvatelstvo, zdravotní a ekonomické následky buď v režimu pravděpodobnostním nebo v režimu deterministickém. V pravděpodobnostním režimu se náhodně volí počátky havárií během jednoho roku, pro každou událost se počítá šíření v atmosféře, následné dávky, zdravotní a ekonomické následky. Výsledné hodnoty objemových a povrchových aktivit radionuklidů, radiačních dávek na obyvatelstvo, zdravotních a ekonomických následků se statisticky zpracovávají. V deterministickém režimu se bere jedna konkrétní (okamžitá) meteorologická situace a výsledné hodnoty objemových a povrchových aktivit radionuklidů, dávek na obyvatelstvo, zdravotních a ekonomických následků se vztahují k této konkrétní meteorologické situaci. Pro výpočty v této práci, vztahující se ke stanovení zóny havarijního plánování, byl používán pravděpodobnostní režim programu PC Cosyma. PC Cosyma používá pro výpočty šíření a disperse radioaktivních látek v atmosféře segmentovaný Gaussův model šíření komínové vlečky MUSEMET [ 10 ], vycházející z údajů o změnách rychlosti a směru větru, kategorii stability atmosféry a množství atmosférických srážek, zaznamenávaných s hodinovou frekvencí. Přízemní objemová koncentrace radionuklidu r značená C ( x , y , z ) r v jednom segmentovém elementu je počítaná podle vztahu: 1 x 2 1 y 2 1 z − h 2 1 z + h 2 Qr − exp− − − C( x, y, z) r = 2.π .σ x .σ y .σ z .U 2 σ x 2 σ y 2 σ z 2 σ z kde: Qr je intenzita uvažovaného kontinuálního bodového zdroje pro šířící se radionuklid r (zdrojový člen) U je průměrná rychlost větru (horizontálního proudění vzduchu) 61 h je efektivní výška zdroje úniku (pro výpočet šíření z hlubinného úložiště je bráno h = 0) σ x , σ y σ z jsou dispersní koeficienty v horizontální a vertikální rovině Horizontální a vertikální dispersní parametry jsou počítány podle vztahů: 2 σ x = . x.tan(σθ ) 3 σ y = py . x qy σ z = p z . x qz kde koeficienty σθ , py , pz , qy a qz jsou určeny pro danou oblast z pozorování (pro výpočty je použita sada koeficientů stanovených pro nejblíže vzdálenou oblast Karlsruhe - Jülich). Velikost těchto koeficientů závisí také na drsnosti terénu. PC Cosyma umožňuje provádět výpočty buď pro drsný nebo hladký terén. Pro výpočet šíření radioaktivních látek v blízkém okolí hlubinného úložiště se předpokládá zalesněná lokalita, které odpovídá drsný terén. Hodnoty použitých koeficientů pro drsný terén, různé výšky a různé kategorie stability atmosféry jsou uvedeny v Tab. 26. Výška [m] 50 50 50 50 50 50 100 100 100 100 100 100 180 180 180 180 180 180 Kategorie A B C D E F A B C D E F A B C D E F pz 0,151 0,127 0,165 0,215 0,264 0,241 0,051 0,070 0,137 0,265 0,487 0,717 0,025 0,033 0,104 0,307 0,546 0,485 qz 1,219 1,108 0,996 0,885 0,774 0,662 1,317 1,151 0,985 0,818 0,652 0,486 1,5 1,32 0,997 0,734 0,557 0,5 py 1,503 0,876 0,654 0,64 0,801 1,294 0,17 0,324 0,466 0,504 0,411 0,253 0,671 0,415 0,232 0,208 0,345 0,671 qy σθ 0,883 0,823 0,807 0,786 0,754 0,718 1,296 1,025 0,866 0,818 0,882 1,057 0,903 0, 903 0, 903 0, 903 0, 903 0, 903 [deg] 23,8 18,9 15,3 12,6 10,2 8,6 20,5 13,9 10,1 6,9 4,0 2 20,5 13,9 10,1 6,9 4 2 TAB. 26 Hodnoty koeficientů pro výpočet dispersních parametrů σ x , σ y σ z (pro drsný terén) 62 Program počítá povrchovou kontaminaci terénu jednotlivými radioaktivními látkami se zahrnutím procesu suchého spadu a procesu vymývání radionuklidů z oblaku atmosférickými srážkami. Suchý spad je popsán lineární závislostí, vymývání radionuklidů z oblaku je popsáno exponenciálním výrazem. Použité hodnoty koeficientů rychlosti suchého spadu vd , konstantního a exponenciálního koeficientu vymývání atmosférickými srážkami jsou, pro jednotlivé formy uniklých radioaktivních látek, uvedeny v Tab. 27. Forma vd [m.s-1] konst.koef. vymývání Aerosoly Elementární jód Organicky jód 0,001 0,01 5,0.10-4 8,0.10-5 8,0.10-5 8,0.10-5 exponenc.koef. vymývání 0,8 0,6 0,6 TAB. 27 Hodnoty koeficientů pro suchý spad a vymývání atmosférickými srážkami Dále program počítá s resuspensí (rozvířením) radioaktivních látek z kontaminovaného povrchu podle vztahu: R = a .e x p ( − b . t ) + c kde R je faktor resuspense , t je čas od okamžiku depozice a a, b, c jsou konstanty. Výpočet dávek na obyvatelstvo z hlediska radiační ochrany zahrnuje následující cesty ozáření: Externí ozáření: - ozáření z oblaku od radionuklidů emitujících záření gama, - ozáření z kontaminovaného povrchu od radionuklidů emitujících záření gama, - ozáření z kontaminované pokožky a oděvu od radionuklidů emitujících záření beta. Interní ozáření: - ozáření z inhalovaných radioaktivních látek z procházejícího radioaktivního oblaku, - ozáření od radioaktivních látek, které se dostaly do těla přes potravinový řetězec (ingesci), - ozáření z inhalovaných rozvířených radioaktivních látek z kontaminovaného povrchu. Externí ozáření z oblaku je krátkodobé a projevuje se jen po dobu průchodu oblaku. V analyzovaných scénářích byla tato doba 10 hodin. Externí ozáření z kontaminovaného povrchu je naopak dlouhodobé a projevuje se po celou dobu pobytu na kontaminovaném území. V prováděných výpočtech se pro posouzení neodkladných opatření na ochranu obyvatelstva uvažovala doba pobytu na kontaminovaném území 7 dní. Inhalace radioaktivních látek z oblaku je krátkodobá, projevuje se jen po dobu průchodu oblaku, interní ozáření, způsobené vdechnutými radioaktivními látkami, je však dlouhodobé. Inhalace rozvířených radioaktivních látek z kontaminovaného 63 povrchu je dlouhodobá a projevuje se po celou dobu na kontaminovaném povrchu a interní ozáření, způsobené vdechnutými radioaktivními látkami, je také dlouhodobé. Program počítá efektivní dávky a dále ekvivalentní dávky na vybrané orgány a tkáně lidského těla v závislosti na vzdálenosti obyvatel od místa úniku radioaktivních látek. Při výpočtu těchto dávek se uvažuje vliv případných ochranných opatření prováděných během mimořádné události. Ve výpočtech ke stanovení zóny havarijního plánování se předpokládalo, že se neprovádějí žádná opatření na ochranu obyvatelstva. Program počítá individuální dávky i kolektivní dávky na obyvatelstvo. Vzhledem k potřebě srovnávání výsledných hodnot se směrnými hodnotami zásahových úrovní pro provádění opatření z vyhl. SÚJB 307/2002 [ 8 ], [ 3 ], byly prováděné výpočty zaměřeny na individuální dávky (tj. dávky, které obdrží jedinec ze sledované skupiny obyvatelstva). Pro výpočty šíření radioaktivních látek atmosférou je okolí úložiště rozděleno na 16 prostorových úhlů (každý o šířce 22,5 stupně) a 12 mezikruží o vnějších poloměrech od 1 do 25 km. Program PC Cosyma umožňuje získávat detailní informace pro vybrané mezikruží. V prováděných výpočtech byly počítány detailní informace pro mezikruží 2,1 až 4,9 km. Pro výpočty byl použit meteorologický soubor Germany, dodaný jako součást databáze PC Cosyma, který obsahuje hodinové záznamy popisující rychlost a směru větru, kategorii stability atmosféry, směšovací výšku a množství atmosférických srážek po období jednoho roku. Hodnoty koeficientů pro výpočet dispersních parametrů byly použity tak, jak jsou uvedeny v [ 11 ] a hodnoty pro směšovací výšky byly použity z hodinových záznamů. Koeficienty pro suchý spad a vymývání atmosférickými srážkami jsou pro uniklé radionuklidy uvedeny v [ 11 ]. Program PC Cosyma počítá v pravděpodobnostním režimu, pro zadaný scénář podle Gaussova segmentového modelu, časově integrované objemové aktivity pro jednotlivé radionuklidy a náhodně volené počátky úniku. Tyto časově integrované objemové aktivity statisticky zpracovává a počítá střední časově integrovanou objemovou aktivitu. V deterministickém režimu provádí tyto výpočty pro jednu konkrétní meteorologickou situaci. Obdobným způsobem se počítá střední plošná aktivita kontaminovaného povrchu. Po stanovení střední časově integrované objemové aktivity jednotlivých radionuklidů a střední plošné aktivity jednotlivých radionuklidů se následně počítají, pro zadaný časový interval, dávky na obyvatele se zahrnutím všech cest ozáření. 64 Správa úložišť radioaktivních odpadů Dlážděná 6, 110 00 Praha 1 Tel. 221 421 511 E-mail: [email protected] www.surao.cz
Podobné dokumenty
OFSETOVÉ DESKY mohou být levné
D ě r ov a čk y.. . . . . . .. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . ................................................................................ 26 Hřbet y p ...
VíceDokumentace k Hodnocení produktu ASIM-HARP
radionuklidu XE135 ze scénáře LB-LOCA i podle verze RODOS PV 5.0F (QuickProgno
VíceSeznam knih v knihovně Josefa Nesvadby
Říkali mu šéf Kočičiny kocourka Damiána Pohádková muzika Od dvou do pěti Tajný život Salvadora Dalího Vzpomínky na budoucnost Vzpomínky na budoucnost Nový život Planeta Mocků StarTrek - Zóna úderu ...
VíceNávod k použití
Postýlka se opírá o ledničku nebo jiný zdroj vibrace. Je potřeba ji přemístit. 3. Jak postupovat při monitorování dvojčat? Řešení: Každé z dvojčat musí mít svoji samostatnou postýlku bez vzájemného...
Více