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
režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a
různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213....................................42
režimu pro roční vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 50MW a
různé počty vyhořelých palivových kazet VVER 440/213....................................44
vzorek meteorologických dat, hodnoty tepelný vznos 5 MW a různé počty
vyhořelých palivových kazet VVER 440/213 .......................................................45
režimu pro roční vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu,
pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000..........................................................47
vzorek meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář
vyhořelého paliva VVER 1000 ..............................................................................48
plíce podle cest ozáření pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000...................49
dávce pro inventář vyhořelého paliva VVER 1000 ...............................................50
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
vyhořelých palivových kazet VVER 1000.............................................................52
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
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
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
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
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
meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu ........................................41
Tab. 14 Přehled efektivních dávek na obyvatelstvo v závislosti na vzdálenosti od
6
Tab. 17 Grafické znázornění ekvivalentních dávek na plíce v závislosti na vzdálenosti
v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek meteorologických dat, pro
inventář vyhořelého paliva VVER 1000................................................................48
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
úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci
VVER 440/213.......................................................................................................53
kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek
VVER 440/213.......................................................................................................54
úložiště, počítaných v deterministickém režimu pro meteorologickou situaci
7
1mm/hod , hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých
1mm/hod hodnoty tepelného vznosu 5 MW a 50 MW a 100 vyhořelých
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 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 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
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
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
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]
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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]
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
od povrchové části úložiště, počítaných v pravděpodobnostním režimu pro roční vzorek
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
Oblak
1%
Terén
1%
Terén
10%
Inhalace
89%
Inhalace
99%
plíce podle cest ozáření pro vyhořelé palivo VVER 440/213
Pu-240
17%
Pu-239
15%
Ostatní
4%
Cs-137
18%
Pu-238
46%
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%
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
0,1
0,01
0,001
0,0001
0
5
10
15
20
Vzdálenost [km ]
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
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
0,1
0,01
0,001
0,0001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km ]
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
44
Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při
tepelném vznosu 5 MW
10
100 kazet
200 kazet
300 kazet
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
45
Ekvivalentní dávka na plíce [mSv] při různém inventáři skladovací mříže při tepelném vznosu
50 MW
1
100 kazet
200 kazet
300 kazet
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
Vzdálenost [km]
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
Efektivní dávka [mSv] při tepelném vznosu 5 a 50 MW
1
5 MW
50 MW
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
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
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
meteorologických dat různé hodnoty tepelného vznosu, pro inventář vyhořelého paliva
VVER 1000
Terén
2%
Inhalace
98%
Inhalace
100%
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
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
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
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
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
120 kazet
1
0,1
0,01
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
52
10
5 MW
50 MW
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
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
100
5 MW
50 MW
10
1
0,1
0,01
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
kategorie stability atmosféry D, rychlost větru 3 m/s, bez atmosférických. srážek
440/213
54
10
5 MW
50 MW
1
0,1
0,01
0,001
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod
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
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
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
10
5 MW
50 MW
1
0,1
0,01
0
5
10
15
20
25
Vzdálenost [km]
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
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
kategorie stability atmosféry F, rychlost větru 2 m/s, atmosférické. srážky 1mm/hod
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)
granitových hornin, C. Technologická část, EGP Invest, (1999)
granitových hornin, B. Souhrnné řešení stavby, EGP Invest, (1999)
granitových hornin, C.1.1 Technická zpráva PS 01, EGP Invest, (1999)
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

zóna havarijního plánování

Transkript

Podobné dokumenty

OFSETOVÉ DESKY mohou být levné

Dokumentace k Hodnocení produktu ASIM-HARP

Seznam knih v knihovně Josefa Nesvadby

Návod k použití

Stáhnout ve formátu PDF

NANY manuál česky

Na hrob Filipu Topolovi

Pravděpodobnostní výpočty