Čeho se bojíme: skladování a transportu vyhořelého jaderného paliva?

Vyhořelým jaderným palivem se obvykle rozumějí palivové články používané v jaderném reaktoru po plánovanou dobu. Z hlediska skladování, transportu nebo manipulace však patří do stejné skupiny i palivo ne zcela „vyhořelé“, ale pouze „ozářené“ – tj. používané v reaktoru po dobu kratší, než se plánovalo (např. kvůli nějakému defektu).

Palivové články

Takový „vyhořelý“ anebo jen „ozářený“ palivový článek obsahuje radioaktivní látky, které vznikly při štěpení jaderného paliva – např. kysličník uranu UO₂ – v reaktoru. Tyto radioaktivní látky se tvoří v palivových tabletách UO₂, které jsou naskládány do dlouhé těsné kovové trubičky a vytvářejí palivový článek (palivovou tyč). Takto vytvořené tyče jsou např. v reaktorech typu VVER („Vodo-Vodjannyj Energetičeskij Reaktor“, tedy chlazený i moderovaný lehkou vodou) sdruženy do hexagonálních polí a tvoří tak svazek nazývaný palivová kazeta. Tyto svazky, uspořádány rovněž do hexagonálních polí, tvoří aktivní zónu reaktorů typu VVER, ve které jaderné palivo vyhořívá (štěpnou řetězovou reakcí se spotřebovává izotop uranu ²³⁵U) a zároveň je ozařováno v poli záření, primárně anebo sekundárně vznikajícího při štěpné reakci. Když je palivo z jaderného reaktoru vytaženo, proces štěpení uranu sice ustává, ale stále se v něm uvolňuje významné množství tepla a radioaktivního záření.

Teplo a radiace v palivu vznikají jako důsledek radioaktivního rozpadu produktů štěpného procesu. Látky, které emitují radioaktivní záření, většinou zůstávají uvnitř palivových tablet, ale zejména plynné a těkavé látky z nich mohou unikat. Takové látky bývají zachyceny pokrytím palivového článku – kovovou trubičkou, v níž se tablety nacházejí. Kvůli tomuto teplu a radiaktivitě uvolňované v článcích, musí být jejich přeprava prováděna v kontejnerech, které chrání okolí před účinky záření a zároveň zajišťují odvod tepla z palivových článků. Jakákoliv manipulace, a zejména skladování tohoto paliva, musí splňovat přísná kritéria, aby nemohlo dojít k radiologickému ohrožení okolí ani ve vytipovaných „pravděpodobných“ havarijních situacích. Transport, manipulace a skladování jaderného paliva tak z odborného hlediska tvoří významné inženýrsko-výzkumné aplikační pole, zabývající se fyzikální analýzou palivových polí a studiem, popisem a předpovědí chování paliva za normálních, přechodových a havarijních podmínek, které při transportu, manipulaci nebo skladování běžně nastávají anebo havarijně – byť s malou pravděpodobností – nastat mohou. K zajištění jaderné bezpečnosti je třeba řešit základní fyzikální problémy, jimiž jsou: zajištění podkritičnosti palivového pole, analýza a návrh vyhovujícího stínění, analýza teplotního pole včetně odvodu tepla a identifikace chování paliva, které podstoupilo ozařování v reaktoru. Každé skladovací, manipulační nebo transportní zařízení podléhá licenčnímu řízení, v němž se ověřuje zejména jaderná bezpečnost tak, jak to v dané zemi ukládá zákon či nařízení, a respektují se mezinárodní doporučení IAEA (Mezinárodní agentury pro jadernou energii ve Vídni). V České republice licence uděluje Státní úřad pro jadernou bezpečnost v Praze, který je podporován sítí expertů z výzkumných ústavů. Pro analýzy bezpečnosti se využívají výpočetní a simulační metody dnes již srovnatelné s metodami užívanými na pracovištích v západní Evropě a USA.

Jaké je dlouhodobé chování paliva?

Z ekonomických důvodů se vyvolává tlak na to, aby se zvýšilo obohacení paliva UO₂ izotopem uranu ²³⁵U a prodloužila se doba využívání paliva – jeho pobyt v reaktoru a stupeň jeho vyhoření (míra „spotřebování“ ²³⁵U jeho štěpením neutrony). Delší ozařování paliva v reaktoru však zvětší rozsah mikrostrukturálních změn v palivové tyči a povede k větší degradaci jeho fyzikálních a chemických vlastností. Na mnoha odborných pracovištích se proto vyvíjejí modely dlouhodobého chování paliva za podmínek jak současné, tak vyšší úrovně jeho ozáření v reaktoru. Snaha zlepšit ekonomiku palivového cyklu vyšší efektivností využívání paliva a zároveň snaha prodloužit životnost jaderné elektrárny vedou dnes k mnohem náročnějším požadavkům na provedení paliva. Proto jsou nejsledovanější ¹⁾ problémy týkající se tepelné vodivosti vyhořívajícího a vyhořelého paliva, úniku plynné frakce štěpných produktů, napuchání (tj. nabývání objemu) paliva v důsledku hromadění štěpných produktů a tečení UO₂, termomechanické vlastnosti a vliv vysokého stupně vyhoření paliva na rozvoj a průběh přechodových nebo havarijních stavů. Je třeba modelovat chování vyhořelého paliva během střednědobého skladování (v meziskladu) a konečného uložení (v úložišti), abychom byli schopni dyvěryhodně stanovit pravděpodobnou životnost skladovacích zařízení. Podle toho, zda je toto zařízení „suchého“ anebo „mokrého“ typu (podle média, které zajišťuje odvod tepla), jsou různé i hlavní faktory určující vývoj chování skladovaného nebo finálně uloženého paliva. V mokrém prostředí je nejvážnějším degradačním procesem koroze, která může narušit pokrytí palivových článků. V důsledku toho mohou štěpné produkty nahromaděné uvnitř proniknout do skladovacího prostředí. V suchém prostředí (teplo se odvádí např. vzduchem anebo inertními plyny) hrozí nejvíc tečení materiálů indukované tlakem a do jisté míry rovněž oxidace paliva UO₂ (zejména tam, kde jde o palivové tyče s trhlinami v pokrytí, a je-li ve skladovacím prostředí přítomen kyslík). Teploty při skladování jsou pak jednou z určujících veličin degradačních procesů (desítky stupňů pro mokré prostředí, stovky stupňů pro suché.

Čerstvé palivo do reaktoru, vyhořelé do skladu

Než se vyhořelé palivo dostane z jaderného reaktoru do skladu, několikrát se s ním manipuluje. Čerstvé palivo, které je strategickým a drahým zbožím, nevyžaduje žádné chlazení a neobsahuje vysoce radioaktivní a toxické štěpné produkty, neklade žádné zvláštní nároky na uskladnění, krom toho, že je třeba řídit se přesně zásadami jeho umístění (týkajícími se množství a geometrického uspořádání), aby nedošlo k jeho kritickému seskupení mimo reaktor. Nové palivo je zavezeno do reaktoru, kde vyhořívá a podstupuje ozáření v několika cyklech a v různých pozicích v reaktoru. Sleduje se integrita paliva, palivové tyče s porušeným pokrytím jsou z provozu vyřazeny a před skladováním speciálně ošetřeny, např. uzavřeny do hermetického obalu. Po skončení doby, po kterou byly palivové články v reaktoru využívány, jsou přesunuty do vodního reaktorového bazénu, kde pro silnou radioaktivitu a velké požadavky na chlazení zůstávají nejméně rok. Poté jsou schopny transportu do skladu vyhořelého paliva. K dopravě tohoto paliva se ve světě používají speciální kamiony, železnice i speciální lodě. Doprava kamiony a po železnici je nejobvyklejší, lodní dopravu využívá např. Švédsko, které ji pečlivě, výhodně a bezpečně zakomponovalo do své strategie provozu jaderných elektráren a uskladnění radioaktivního odpadu. V České republice je mimo objekt jaderné elektrárny využívána zatím jen železniční doprava.

Zásilka vyhořelého paliva

Ozářené palivo se přepravuje ve speciálních kontejnerech. Jak kontejner, tak přeprava sama podléhají v každé zemi složitému procesu schvalování (licencování), které musí prověřit a zajistit jadernou bezpečnost. Proto je přepravní kontejner ve všech zemích typického tvaru, vycházejícího z nutnosti dobře chránit jeho obsah. Takový kamionový nebo železniční kontejner se skládá z válcových (ocelových nebo litinových) plášťů, které oddělují jednotlivé vrstvy stínění používaného kvůli neutronovému (voda, železo) a gamma (železo, olovo) záření. Na koncích válce jsou umístěny objemné tlumiče nárazu, které spolu s plášti chrání obsah (vyhořelé palivo umístěné spolu s absorbátory neutronů v „koši“) před poškozením a kontaktem s okolím. Při udělování licence přepravnímu kontejneru musí být prověřeno, že ani za podmínek vážné dopravní nehody nebude narušena jeho ochranná funkce a okolí nebude ohroženo radiologickým nebezpečím. Podle nynějších předpisů a doporučení IAEA to znamená, že se prověřuje, zda by funkce kontejneru nebyla porušena, kdyby se dostal do několik modelových situací. Konkrétně: spadne-li z určité výše buď šikmo na pevnou rovnou plochu (dopadá na tlumič nárazu), anebo podélně na výstupek (dopadá na plášť), jestliže vydrží neporušen po určitou dobu v prostředí o vysoké teplotě (v podmínkách možného požáru) ani ho nenaruší ponoření do vody a pobyt v určité hloubce po určitou dobu (kde působí tlak a hrozí vnikání vody).V USA existují studie ²⁾ , které se snažily najít vztah mezi těmito modelovými situacemi a skutečnými dopravními nehodami (jejichž účastníky nutně nemusejí být kamiony nebo vagony vezoucí kontejnery s vyhořelým palivem) z pohledu sil působících na objekt, který je účastníkem vážné dopravní nehody anebo je vystaven silám modelového (standardizovaného) pádu, požáru či ponoření do vody. Výsledek studie je zajímavý: Při skutečné vážné dopravní nehodě (podmínky technické, technologické a sociální odpovídají USA) by kontejner, který vyhověl všem licenčním předpisům (a tedy za výše uvedených modelových situací by se funkčně neporušil), mohl být funkčně poškozen v šesti případech z tisíce. Míra této ztráty funkčnosti by pak ve čtyřech z šesti případů mohla být jen omezená a ve dvou významná. Zničení kontejneru by mohlo nastat při jedné vážné nehodě ze 100 000 vážných nehod při dopravě po silnici a při jedné vážné železniční nehodě z 10 000. V Americe, kde zásilky s vyhořelým palivem za rok (počítáno v době studie) „najely“ asi 3 miliony mílí, tato čísla pak znamenají, že 6 nehod z 1000 vážných odpovídá jedné pravděpodobné vážné nehodě za 10 let. Žádná taková nehoda však dosud nebyla v Americe dokumentována, i když podmínky pro vznik nehod se vinou technického a technologického pokroku na straně jedné a psychických a sociálních problémů lidí na straně druhé neustále „zlepšují“ a zejména závažnost nehod vzrůstá.

Skladování – uložení

V tabulce na následující straně jsou uvedeny údaje publikované v OECD ¹⁾ z pramenů IAEA o strategii zacházení s jaderným palivem v různých zemích. I když jsou tyto údaje místy neúplné a pravděpodobně k tomuto datu i nepřesné (údaje jsou často těžce dostupné a časově závislé), jako celek mohou přispět k vytvoření alespoň povšechné informace.

Příkladem suchého skladování vyhořelého paliva může být způsob zvolený v České republice pro mezisklad ke skladování paliva z reaktorů VVER 440 z elektrárny Dukovany. Toto palivo se vkládá po 84 palivových kazetách do mobilních suchých kontejnerů (sudů) CASTOR 440/84, které postupně zaplní budovu meziskladu v areálu elektrárny. Tento typ kontejneru, vyráběný v Německu, se rovněž používá pro přepravu a výhledově by měl sloužit i k skladování vyhořelého paliva z reaktorů sovětského původu na území bývalé NDR. Spolková vláda zastavila provoz i dostavbu těchto reaktorů a věnuje se pouze jejich decommissioningu (vyřazení z provozu, demontáži, uložení radioaktivních materiálů a vyhořelého paliva). Další kontejnery tohoto typu byly vyrobeny pro Maďarsko, které však již také zvolilo pro suché skladování „kobkový“ typ skladu firmy GEC Alsthom.

Příkladem mokrého skladování vyhořelého paliva a současně také promyšleného a komplexního cyklu využití jaderného paliva pro výrobu energie v jaderných elektrárnách, který od samého počátku kladl stejný důraz jako na výrobu elektřiny také na konec palivového cyklu, je bazénový mezisklad ve Švédsku. Je koncipován jako centrální, pro potřeby všech švédských reaktorů, které jsou umístěny ve 4 lokalitách země, vždy účelově na břehu moře. Meziskad CLAB, postavený v těsné blízkosti jedné z nich (Oskarshamn), je v provozu od r. 1985 a vyhořelé palivo se sem přiváží ve speciálních lodích M/S Sigyn v transportních kontejnerech, jejichž ocelové stěny jsou až 30 cm silné a váží mezi 80 až 120 tunami. Čtyři bazény skladu jsou umístěny ve skalní kaverně (dutině), jejíž strop je 25 – 30 m pod povrchem země a která má spojení s povrchovými zařízeními pouze systémem výtahů a šachet, jimiž jsou vedeny ventilace, elektřina a voda. Palivo se sem ukládá ve skladovacích kanistrech po 25 kazetách z varných reaktorů (BWR – Boiling Water Reactor) anebo 9 kazetách paliva z tlakovodních reaktorů (PWR). Překládka z přepravního kontejneru do skladovacího kanistru se provádí speciálními manipulárory pod vodou „zavážecího“ bazénu ještě v nadzemní části skladu a kanistr je poté spuštěn do podzemního skladovacího bazénu. Veškeré pohyby vyhořelého paliva od jeho vytažení z jaderného reaktoru až po jeho uložení do bazénu meziskladu podléhají přísným kritériím jaderné bezpečnosti, jsou tak mechanizované a automatizované, jak to jen dané operace dovolují, a lidská účast je omezena na funkci kontrolní a řídící. Protože bazénové skladování se vyznačuje dobrými podmínkami jak stínicími, tak chladicími (teplota bazénu zde nepřekračuje 36 °C), je možné procházet halou bazénu. Mnoho veličin se v bazénu i v hale monitoruje a nepřetržitě vyhodnocuje, aby byl včas registrován případný vzestup dávky anebo únik radioaktivity. Švédské zkušenosti s provozem tohoto meziskladu jsou však po všech stránkách velmi dobré a dávky záření, které obdržel personál, jsou menší, než s jakými se v bezpečnostních projektech v době výstavby počítalo.

Tento a podobné mezisklady vyhořelého paliva se projektují na 30 až 40 let skladování (viz také Vesmír 75, 71, 1996/2). Pokud mezitím v dané zemi nedojde k rozhodnutí palivo přepracovat, je po této době už možné (snížením nároků na chlazení) a nutné (vzhledem k postupné degradaci palivových článků) provést jeho konečné uložení. Žádná země dnes nemá v provozu konečné úložiště pro vyhořelé palivo a většina zemí není rozhodnuta, že bude palivo přepracovávat. Několik zemí však toto úložiště buduje anebo alespoň provádí průzkum míst či charakterizaci již navržené lokality. Kromě federálního amerického úložistě budovaného v Yucca Mountain v Nevadě probíhá v Evropě např. švédská výstavba hlubinného skalního úložistě v Äspö v blízkosti meziskladu CLAB. Pod názvem „laboratoř“ byl v letech 1990 až 1995 v tvrdé skále hlouben zkušební prostor pro konečné uložení švédského vysoce radioaktivního odpadu. Místo uložení by mělo být v hloubce 450 až 500 m, kam již dnes vede šroubovitě vyhloubený tunel. V tomto skalním prostoru je téměř konstantní klima, ale mnoho parametrů, které ho určují, je nyní předmětem sledování specialistů. Několik metrů skály je účinným stíněním proti radioaktivnímu záření, ale případné nežádoucí vniknutí podzemní vody by mohlo způsobit rozšíření radioaktivních elementů mimo místo uložení. Obal ukládaného paliva by proto měl ochraňovat před korozí – je navrženo jeho vložení do měděného kanistru s vnitřní ocelovou výstelkou a poté uložení do bentonitového lože, které by zajišťovalo kanistr proti změně jeho polohy ve skále. Skála sama pak – krom toho, že stíní záření – musí být zábranou proti vodě. Tato hlubinná laboratoř je nyní ve stadiu výzkumu, vývoje a demonstrace možností a bezpečnosti uložení. Proto ani v případě příznivých odpovědí na všechny otázky specialistů nepřipadá v úvahu jako úložiště dříve než r. 2008 (spíše 2010). Přibližně stejná data jsou zvolena a publikována i pro další místa konečného uložení vyhořelého paliva, o nichž se uvažuje v jiných zemích.