Centrum výzkumu Řež s.r.o. Úvod do problematiky výzkumných jaderných reaktorů e-learningový kurz Tento e-learningový kurz byl vypracován v rámci projektu Efektivní přenos poznatků v rámci energetického sektoru, reg. č. CZ.1.07/2.4.00/17.0076 podpořeného OP VK, spolufinancovaného z ESF a státního rozpočtu ČR.
Teorie atomových jader Atomové jádro je charakterizováno el. nábojem, hmotností, poloměrem a dalšími fyzikálními vlastnostmi. Počet protonů v jádře je pořadovým číslem prvku v Mendělejevově soustavě a určuje chemické vlastnosti atomové (protonové) číslo Z. Součet protonů a neutronů (nukleony) je hmotnostním (nukleonovým) číslem A. Prvky se stejným počtem protonů a různým počtem neutronů jsou izotopy. Jako celek je atom neutrální. Průměr atomu je cca 10-10 m, hmota je soustředěna do malého hmotného kladně nabitého jádra (10-15 m). Jádro se skládá z elektricky kladných protonů a neutronů navzájem vázaných silnou interakcí. Elektrony v obalu jsou rozprostřeny (princip neurčitosti) na Paulim předem definovaných energetických hladinách.
Základní typy záření Záření α kladně nabitá jádra helia, částice alfa jsou emitovány většinou přirozených radioaktivních jader, např. U 238. Vyzářením alfa částice se snižuje protonové číslo o -2, nukleonové číslo -4, silně ionizující záření, rychle ztrácí energii. Minimální dolet (cm ve vzduchu, zlomky mm ve vodě nebo tkáni), nebezpečný při vniknutí do organismu (nebezpečný pouze při vnitřní kontaminaci). Záření má původ v jádrech radioaktivních prvků (při samovolné přeměně), dosah vzduch 8m, voda 1cm, hliník 4mm - = elektrony, vznikají přeměnou neutronu, vzniká prvek s protonovým číslem +1, nukleonové číslo nezměněno + = pozitron (elektron s kladným nábojem), vzniká prvek s protonovým číslem -1, nukleonové číslo nezměněno Záření Elektromagnetické záření s vysokou energií nemá vliv na žádné číslo, ale projeví se pouze zmenšením energie, nepřímo ionizující záření neexistuje samostatně (vždy provází jaderné děje, při nichž vzniká α nebo β). 2
Neutronové záření Neutron objeven v roce 1932 Jamesem Chadwickem Vysoce pronikavé záření bez elektrického náboje Zdroje neutronů Radioaktivní zdroje - nejčastěji používané radioaktivní zdroje jsou Pu- Be, Sb-Be, 241 Am-Be, přímý emitor 252 Cf, zdroje založené na reakci (γ,n) Urychlovače - pracují nejčastěji na základě reakcí 3 H(d,n) 4 He (tzv. d-t reakce) a produkují neutrony s energií 14,07 MeV a dále na základě reakce 2 H(d,n) 3 H (tzv. d-d reakce), přičemž jsou emitovány neutrony s energií 2,44 MeV. Jaderné reaktory - nejvydatnějším zdrojem neutronů je štěpný jaderný reaktor. Poskytuje neutrony v širokém rozmezí energií, od tepelné (0,025 ev) až po rychlé neutrony ze štěpení (s průměrnou energií E = 2 MeV).
Detekce neutronů Neutrony jako neionizující částice nejsou přímo detekovatelné. Účastní se však různých jaderných reakcí, jejichž prostřednictvím je jejich detekce možná. Aktivační detektory - spočívá v měření aktivity radionuklidu vzniklého známou jadernou reakcí v materiálu izotopy Au, Mn, In a další Využití jaderných reakcí za vzniku přímo ionizující částice 3 He (n,p) 10 B(n,α) 235 U (n,f) Metoda odražených protonů při rozptylu neutronů na vodíku může dojít k uvolnění protonu, který jako přímo ionizující částice je detekován Vodíkem plnění proporcionální detektory Scintilační detektory
Detekce fotonů Fotony podobně jako neutrony nejsou přímo detekovatelné částice. Podstupují však interakce s hmotou, při nichž dochází k uvolnění energie, kterou je možno detekovat. Plynové detektory - využívají skutečnosti, že při průchodu ionizující částice objemem detektoru dochází k ionizaci plynové náplně. Detektor funguje jako kondenzátor, na jehož elektrody je vloženo elektrické napětí Polovodičové detektory - detektor je v podstatě diodou s velmi širokou ochuzenou vrstvou připojenou v závěrném směru. V ochuzené vrstvě dochází vlivem interakcí fotonů ke vzniku elektronů, jež jsou silným elektrickým polem urychleny a vzniklý elektrický signál na výstupu z detektoru je dále zpracován Scintilační detektory - využívají organický či anorganický krystal, jenž je díky své vnitřní struktuře schopen převádět gama záření na viditelné záblesky světla (scintilace), které je možno registrovat s pomocí fotonásobiče
Metody stínění Stínění gama záření Stínění je vhodné konstruovat z takových materiálů, které pohltí většinu dopadajícího záření. V případě fotonů se pak jedná o materiály s co největším protonovým číslem. Jako nejvhodnější stínění se jeví uran, jehož protonové číslo je 92. Vzhledem k charakteru materiálu (lze ho zneužít k výrobě jaderných zbraní) se ale používá jen zřídka. Téměř vždy se jedná o speciální aplikace s nárokem na malé množství prostoru. Běžně používaným materiálem bývá olovo, protože má z běžně dostupných materiálů nejvyšší protonové číslo. Olovo je však měkké a proto se často používá v kombinaci se železem.
Metody stínění II Stínění neutronů Stínění neutronů má jiný charakter než stínění gama záření. Neutrony jsou rovněž nenabité částice, nemají však nulovou klidovou hmotnost. Proto je třeba neutrony nejprve zpomalit a poté pohltit. Ke snížení energie neutronů jsou nejvhodnější materiály s co největším účinným průřezem a co největší schopností přenosu energie. Z toho důvodu se ke stínění neutronů využívají materiály obsahující vodík, který velice dobře neutrony zpomaluje a zároveň pohlcuje např. polyethylen. Pro zvýšení schopnosti záchytu tepelných neutronů se používají další silné absorbátory jako bór či kadmium.
Základní pojmy Jaderná bezpečnost Stav a schopnost jaderného zařízení a osob obsluhující jaderné zařízení zabránit nekontrolovatelnému rozvoji štěpné řetězové reakce nebo nedovolenému úniku radioaktivních látek nebo ionizujícího záření do životního prostředí a omezovat následky nehod. Radiační ochrana Systém technických a organizačních opatření k omezení ozáření fyzických osob a k ochraně životního prostředí. Fyzická ochrana Systém technických a organizačních opatření zabraňujících neoprávněným činnostem s jadernými zařízeními, jadernými materiály a vybranými položkami. Havarijní připravenost Schopnost rozpoznat vznik radiační mimořádné situace a při jejím vzniku plnit opatření stanovená havarijními plány.
Základní legislativa - zákon Základním dokumentem spojeným s využíváním jaderné energie je zákon č.18/1997 Sb. (tzv. Atomový zákon), který upravuje: Způsob využívání jaderné energie a ionizujícího záření a podmínky vykonávání činností souvisejících s využíváním jaderné energie a činností vedoucích k ozáření Systém ochrany osob a životního prostředí před nežádoucími účinky ionizujícího záření Povinnosti při přípravě a provádění zásahů vedoucích ke snížení přírodního ozáření a ozáření v důsledku radiačních nehod Zvláštní požadavky pro zajištění občanskoprávní odpovědnosti za škody v případě jaderných škod Podmínky zajištění bezpečného nakládání s radioaktivními odpady Výkon státní správy a dozoru při využívání jaderné energie, při činnostech vedoucích k ozáření a nad jadernými položkami
Základní legislativa - prováděcí vyhlášky Vyhláška č. 144/1997 Sb. o fyzické ochraně jaderných materiálů a jaderných zařízení Vyhláška č. 307/2002 Sb. o radiační ochraně Vyhláška č. 318/2002 Sb. o podrobnostech k zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení Vyhláška č. 132/2008 Sb. o systému jakosti Vyhláška č. 146/1997 Sb. stanovující činnosti, které mají bezprostřední vliv na jadernou bezpečnost, a činnosti zvláště důležité z hlediska radiační ochrany Vyhláška č. 106/1998 Sb. o zajištění jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jaderných zařízení během uvádění do provozu a během provozu Vyhláška č. 195/1999 Sb. o požadavcích na jaderná zařízení k zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a havarijní připravenosti Další vyhlášky na portále Státního úřadu pro jadernou bezpečnost
Jaderná bezpečnost Stav a schopnost jaderného zařízení a osob obsluhující jaderné zařízení zabránit nekontrolovatelnému rozvoji štěpné řetězové reakce nebo nedovolenému úniku radioaktivních látek nebo ionizujícího záření do životního prostředí a omezovat následky nehod schopnost zařízení je dána projektem a jeho realizací; stav zařízení je ovlivněn způsobem provozu, programem revizí a kontrol, údržbou; schopnost obsluhy je dána realizací programu přípravy a kvalifikačními požadavky; stav obsluhy je ovlivněn průběžným doškolováním, přezkušováním, fyzickým a psychickým stavem.
Jaderná bezpečnost II Požadavky na jadernou bezpečnost jsou jednoznačně a kompletně pokryty legislativou České republiky Atomový zákon Vyhlášky SÚJB Jaderná bezpečnost je zajištěna systémem ochrany do hloubky, založené na použití vícenásobných fyzických bariér a opakovaném použití technických a organizačních opatření sloužících k ochraně a zachování účinnosti těchto bariér, jakožto i ochraně zaměstnanců a dalších osob, obyvatelstva a životního prostředí Jednotlivé fyzické bariéry : Matrice paliva Povlak paliva Stěna primárního okruhu Kontejment reaktoru
Radiační ochrana Definována jako soubor technických a organizačních opatření k omezení ozáření fyzických osob a k ochraně životního prostředí Základní principy radiační ochrany Zdůvodnitelnost Optimalizace Limitování Na reaktorech jakožto velmi významných zdrojích ionizujícího záření se vymezují tzv. sledovaná a kontrolovaná pásma Kontrolované pásmo se vymezuje všude tam, kde by efektivní dávka mohla být vyšší než 6 msv ročně nebo kde by ekvivalentní dávka mohla být vyšší než tři desetiny limitu ozáření pro oční čočku, kůži a končetiny Kontrolované pásmo se vymezuje jako ucelená a jednoznačně určená část pracoviště, zpravidla stavebně oddělená, a s takovým zajištěním, aby do ní nemohly vstoupit nepovolané osoby Do kontrolovaného pásma mohou vstupovat jen osoby poučené o tom, jak se tam mají chovat, aby neohrozily zdraví své ani zdraví ostatních osob
Limity pro ozáření Obecné limity: součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření hodnota 1 msv za kalendářní rok, výjimečně hodnota 5 msv za dobu 5 za sebou jdoucích kalendářních roků pro ekvivalentní dávku v oční čočce hodnota 15 msv za kalendářní rok pro průměrnou ekviv. dávku v 1 cm 2 kůže hodnota 50 msv za kalendářní rok Limity pro pracovníky se zdroji jsou: součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření hodnota 100 msv za dobu 5 za sebou jdoucích kalendářních roků pro součet efekt. dávek ze zevního ozáření a úvazků efekt. dávek z vnitřního ozáření hodnota 50 msv za kalendářní rok pro ekvivalentní dávku v oční čočce hodnota 150 msv za kalendářní rok pro průměrnou ekviv. dávku v 1 cm 2 kůže hodnota 500 msv za kalendářní rok pro ekviv. dávku na ruce od prstů až po předloktí a na nohy od chodidel až po kotníky 500 msv za kalendářní rok
Biologické účinky záření Dělíme na: Stochastické - jsou takové, kdy u ozářeného jedince nelze vždy prokázat příčinnou souvislost mezi poškozením a ozářením, jejich výskyt není vázán na dosažení prahové dávky. Deterministické - jsou takové, kde je průkazná příčinná souvislost mezi ozářením a poškozením, ke kterému obvykle dochází vždy při překročení prahové dávky záření. Jejich závažnost roste s rostoucí dávkou. Jiné dělení Genetické - účinky se projeví až na potomstvu. Somatické - takové, která se projeví na ozářeném jedinci. Cílem radiační ochrany je zabránit vzniku nestochastických účinků (tj. nedosáhnout prahové hodnoty dávky) a omezit pravděpodobnost výskytu stochastických účinků na přijatelnou úroveň
Neutronová bilance v jaderném reaktoru Procesy ve štěpné řetězové reakci štěpný záchyt záchyt štěpitelnými nuklidy bez štěpení při nadtepelných energiích neštěpný záchyt v jiných nuklidech než jsou štěpitelné zpomalování difúzi únik neutronů ze soustavy Obecná bilance neutronů v jaderném reaktoru lze popsat schématem: [produkce neutronů]-[absorpce neutronů]-[únik neutronů] = [časová změna hustoty neutronů]
Koeficient násobení Koeficient násobení v nekonečném homogenním prostředí k = η ε p f η je tzv. regenerační faktor, představuje počet rychlých neutronů vzniklých při štěpném záchytu jednoho neutronu v palivu ε je koeficient rozmnožení rychlými neutrony a udává malé zvýšení počtu neutronů vzniklých v důsledku toho, že nuklid 238 U je štěpitelný rychlými neutrony p je pravděpodobnost úniku rezonančnímu záchytu f je součinitel využití tepelných neutronů a udává poměrný záchyt v palivu ku záchytu ve všech materiálech včetně paliva pro konečnou soustavu k ef = k P 1 P 2, kde P 1 pravděpodobnost, že neutron neunikne při zpomalování P 2 pravděpodobnost, že neutron neunikne při difúzi Podle hodnoty tohoto koeficientu rozeznáváme tři stavy reaktoru: k ef <1 - reaktor je podkritický, počet neutronů v řetězové reakci klesá, reakce se nemůže sama udržet k ef = 1 - reaktor je kritický, počet neutronů v reakci je ustálený, reakce se udržuje samovolně k ef > 1 - soustava je nadkritická, počet neutronů v řetězové reakci a tím i výkon reaktoru roste
Teorie jaderných reaktorů Palivo obsahuje štěpné materiály (např. 235U, 239Pu a jiné), které mohou být štěpeny neutrony, přičemž se uvolní energie a několik dalších neutronů, které mohou dále pokračovat v reakci Moderátor neutrony vzniklé přímo ze štěpení nemají vhodnou energii pro další štěpení je nutné je zpomalit na požadované energie pomocí srážek s moderátorem materiály jako lehká voda (H2O), těžká voda (D2O), grafit Absorbátor používaný v reaktoru pro záchyt neutronů a tím úpravu výkonu reaktoru nebo jeho odstavení Materiály jako bór (slitiny bóru nebo kyselina boritá), kadmium, hafnium, gadolinium Chladivo při provozu reaktoru i při odstaveném reaktoru dochází k uvolňování tepla, které je nutné z aktivní zóny reaktoru odvádět možno chladit kapalinami (lehká/těžká voda), plyny (helium, CO2) i roztavenými kovy (olovo-bismut, sodík), případně např. roztavenými fluoridovými solemi
Literatura Státní úřad pro jadernou bezpečnost Učební texty a soubory otázek pro přípravu a zkoušky vybraných pracovníků výzkumných jaderných zařízení, Zbraslav 2004 Enpedie Základní kurz reaktorové fyziky - výukový materiál