Jaderné systémy I (JS1) & Jaderné reaktory a parogenerátory (JR) Pavel Zácha G3-126 Základní jednotky QF=1 pro β, γ QF=3-10 pro n (v závislosti na energii neutronu) QF=20 pro α
Pro pochopení, jaká dávka je významná je nutné znát, jakému dávkovému ekvivalentu jsme běžně vystavováni. jaderné testy 150 Atmospheric tests Underground tests NUMBER 100 50 0 50 100 1945 1950 1955 1960 1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000
0.12 dávky způsobené jadernými testy (do atmosféry) Annual effective dose (msv) 0.1 0.08 0.06 0.04 0.02 0 1945 1955 1965 1975 1985 1995 2005 Year poměrné dělení zdrojů ozáření - celosvětový průměr Medical examinations 20% Weapons fallout <0.2% Source: UNSCEAR 2000 Report Natural sources 80% Chernobyl accident <0.1% Nuclear power <0.01%
jsou popsány ekvivalentními dávkami a) časné projeví se hned (velká dávka v řádu Sv) nemoc ze záření (fakticky pouze Černobyl) b) pozdní typické pro pracovníky se zářením chronické, dlouhodobé onemocnění (leukemie, rakovina) stochastický jev, který zvyšuje pravděpodobnost onemocnění 1. somatické projeví se u jedince 2. genetické projeví se u potomků Každá zbytečná dávka škodí Biologické účinky záření koncepce ALARA (As Low As Reasonable Achievable) = tak nízké, jak je rozumně dosažitelné - podle zdrojů reaktorového záření jej dělíme na 3 druhy: okamžité záření záření štěpných trosek indukované záření a) okamžité záření neutronové + γ pronikavé, vznikají při štěpné řetězové reakci trvá pouze za provozu reaktoru nutná ochrana personálu silnostěnná reaktorová šachta z těžkého betonu (s příměsemi těžkých kovů)
b) záření štěpných trosek mají přebytek n emitují neutrony + γ, nebo emitují elektrony (tj. β) + γ trvá za provozu i po odstavení reaktoru za normálních podmínek jsou obsaženy pouze v palivu, přestavují cca 99% celkového inventáře radioaktivních látek v I.O. energie štěpných trosek se pohlcuje v palivu => zbytkový výkon => po odstavení reaktoru je nutné palivo chladit a stínit (γ záření) vyznačují se přebytkem neutronů n, β-rozpady, γ-záření během provozu reaktoru vzniká cca 200 různých izotopů všech možných prvků c) indukované záření zdrojem je tzv. indukovaná radioaktivita vznik v materiálech ve styku s neutrony (povlak, moderátor, chladivo, vestavby, nádoba, ) stabilní izotop + n nestabilní izotop + γ (β-) další izotop + γ trvá i po odstavení reaktoru - nutno vybírat takové konstrukční materiály, které mají nízké Σ a hlavním zdrojem jsou: - Co58, Co60 (T ½ =5,3 roku) dostává se do vody korozí, nutnost maximálně snižovat obsah kobaltu v oceli + stálé čištění vody tak, aby naindukované nečistoty byly v I.O. v co nejmenším množství - Co59 + n Co60 (β-) 60Ni + γ - H 3 BO 3 kyselina boritá, aktivace bóru na: B10 + n B11 α + α + H3 - H3 (T ½ = 12 let) neoddělitelné od vody => nutno stínit celý I.O.
nejdůležitější zářiče z hlediska vlivu na životní prostředí - dlouhodobý poločas rozpadu Kr85 vzácný plyn, zvyšuje pravděpodobnost rakoviny, zejména kůže (β-) Sr90 váže se na kosti Cr137 váže se na celé tělo (H3) - střednědobý poločas rozpadu Ru106 - ledviny Cs134 váže se na celé tělo Ce144 - játra (Co60) - krátkodobý poločas rozpadu I131 váže se na štítnou žlázu Xe133 vzácný plyn štěpné produkty: - pevné bod varu je o hodně vyšší než teplota v reaktoru Sr, Ce, Ru (80%) - těkavé plynné při pracovní teplotě reaktoru, brzy po opuštění reaktoru kondenzují (za výpustí komína) I, Cs (10%) - plynné teplota varu je hluboko pod teplotou okolí Kr, Xe (10%) těkavé a plynné produkty snadno unikají (palivo hermeticky uzavřeno)
aktivita radionuklidů - tabulka radionuklidů pro reaktor typu PWR o výkonu 3200 MWt po 1 roce provozu (jednotky 108 Ci) Koncepce 3M a) Margin - větší rezervy větší tlaková nádoba menší zatížení AZ delší tlaková nádoba hlubší ponoření AZ větší KO lepší překonávání přechodových procesů větší PG delší doba do vysušení sekundární strany... b) Material - lepší materiál a menší namáhání prodloužení životnosti bloku (reaktorové nádoby) na 60 let c) Maitenance - lepší preventivní údržba vyšší roční využití průměrně až 85-90% oproti současným 70% snížení kolektivní ekvivalentní dávky na cca 1 mansv/rok a) + b) + c)... pravděpodobnost těžkého poškození AZ 1,5x10-6 reaktorrok-1 - snížení oproti v současnosti provozovaným blokům (10-4 10-5)