Školní reaktor VR-1

Jaderná bezpečnost reaktoru

Jadernou bezpečnost reaktoru definuje česká legislativa jako stav a schopnost jaderného zařízení a osob obsluhujících jaderné zařízení zabránit nekontrolovatelnému rozvoji štěpné řetězové reakce a nedovolenému úniku radioaktivních látek nebo ionizujícího záření do životního prostředí a omezovat následky nehod.

Zajištění vysoké úrovně jaderné bezpečnosti provozu školního reaktoru VR-1 je soustavně věnována velká pozornost. Ta pokrývá všechny aspekty, které z výše uvedené definice vyplývají:

  • Schopnost jaderného zařízení: reaktor byl navržen a vyroben tak, aby plně odpovídal soudobým požadavkům na výzkumná jaderná zařízení. Zvláštní zřetel byl přitom věnován i skutečnosti, že provozovatelem reaktoru je vysoká škola a na reaktoru se budou pohybovat studenti. Po technické stránce tedy zařízení odpovídá požadavkům vycházejícím z doporučení Mezinárodní agentury pro atomovou energii se sídlem ve Vídni. Jako příklad lze uvést počty a vzájemnou nezávislost měřicích kanálů, počty a funkce regulačních tyčí reaktoru, jeho neutronový zdroj, uspořádání aktivní zóny, používané jaderné palivo, způsoby manipulace v aktivní zóně reaktoru a jejím okolí, potřebná informovanost i pohodlí obsluhy apod. Zařízení důležitá z hlediska jaderné bezpečnosti (reaktorové nádoby, regulační tyče a řídicí systém) podléhají náročnému systému kontroly a řízení jakosti.
  • Stav jaderného zařízení: ani sebelépe navržené a vyrobené zařízení nebude spolehlivě a prokazatelně plnit své funkce, pokud nebude dlouhodobě udržováno v požadovaném stavu. Díky pečlivě propracované a striktně dodržované organizaci provozu reaktoru je celé zařízení, zvláště části důležité z hlediska jaderné bezpečnosti, trvale udržováno ve velmi dobrém stavu. Vyplývá to jak z jeho náležité údržby, tak i pravidelných provozních kontrol. Mezi ně patří zejména kontroly stavu reaktorových nádob a vnitřních částí reaktoru, stavu a funkceschopnosti regulačních tyčí reaktoru a pravidelných kontrol (při každém spouštění reaktoru) jeho řídicího a bezpečnostního systému.
  • Stav obsluhy: obsluha reaktoru má velmi důležitou úlohu při zajištění jaderné bezpečnosti. Jsou proto vytvářeny předpoklady a podmínky, aby její početní stav (např. podle typu prováděných prací, ale i pro potřebné zálohování, rekvalifikace a školení) i psychický a zdravotní stav odpovídal přísným požadavkům. Je nutné, aby pracovní směny nastupovaly plnit své úkoly v dobré psychické i fyzické kondici.
  • Schopnost obsluhy: schopnosti obsluhy reaktoru je věnován zvláštní zřetel. Začíná již výběrem pracovníků a jejich vstupními prohlídkami. Před státní zkouškou, která je podmínkou pro získání oprávnění k výkonu vybraných činností na reaktoru (vedoucí směny, operátor reaktoru, vedoucí spouštěcí skupiny a kontrolní fyzik), musí všichni pracovníci absolvovat odpovídající odbornou přípravu. Ta zahrnuje potřebné teoretické znalosti i schopnost řádně celé zařízení obsluhovat a provozovat. K tomu mají pracovníci k dispozici všechny potřebné podklady a předpisy. Vždy po stanoveném období obsluha absolvuje tzv. periodickou přípravu, zakončenou opět státní zkouškou.

Reaktor VR-1 má však i několik důležitých technických aspektů, které přímo s jeho jadernou bezpečností souvisí. Je dobré uvést alespoň dva nejdůležitější:

  • Jaderné palivo, které se při provozu reaktoru používá, je konstruované tak, že je z fyzikálního hlediska slabě podmoderované (pokud je palivo zaplaveno vodou, pak poměr jader vodíku a uranu U-235 v "palivové buňce" je nižší, než odpovídá optimální hodnotě koeficientu násobení). Z toho plyne, že reaktor má záporný teplotní i dutinový koeficient reaktivity a při potenciálním havarijním stavu spojeném se zvyšováním výkonu by měl zřetelnou tendenci se samovolně zastavovat.
  • Díky malému výkonu reaktoru nejsou v palivu nahromaděny prakticky žádné štěpné produkty. Palivo, které je určeno také pro výkonové výzkumné reaktory, zůstává tak po celou dobu provozu reaktoru fyzikálně čerstvé (nevyhořelé). Roční spotřeba štěpitelného U-235 je menší než 0,1 g. Přitom při typických konfiguracích aktivní zóny je v reaktoru přibližně 4,3 až 4,8 kg U-235. To znamená, že ani v případě tzv. hypotetické nadprojektové havárie, spojené s potenciální možností roztavení části paliva nedojde k významnému ohrožení jeho okolí. Množství štěpných produktů, které by při této velice málo pravděpodobné události mohlo uniknout mimo halu reaktoru je natolik malé, že ani nejsou nutná žádná dodatečná opatření pro minimalizaci důsledků takové havárie.

© KJR FJFI ČVUT v Praze, 2017 www.ReaktorVR1.eu

ČEZ