Projekt okładki: Anna Kulikowska

Ilustracja na okładce: Wlad74/Shutterstock

Wydawca: Adam Filutowski

Koordynator ds. redakcji: Adam Kowalski

Redaktor: Maria Kasperska

Produkcja: Mariola Grzywacka

Dział reklamy: Magdalena Bystrzycka (magdalena.lewocka@pwn.pl)

Dział marketingu: marketing.pwn@pwn.pl

Skład wersji elektronicznej na zlecenie Wydawnictwo Naukowe PWN S.A.: Michał Latusek

Książka, którą nabyłeś, jest dziełem twórcy i wydawcy. Prosimy, abyś przestrzegał praw, jakie im przysługują. Jej zawartość możesz udostępnić nieodpłatnie osobom bliskim lub osobiście znanym. Ale nie publikuj jej w Internecie. Jeśli cytujesz jej fragmenty, nie zmieniaj ich treści i koniecznie zaznacz, czyje to dzieło. A kopiując jej część, rób to jedynie na użytek osobisty.

Szanujmy cudzą własność i prawo.Więcej na www.legalnakultura.pl Polska Izba Książki

Copyright ? by Wydawnictwo Naukowe PWN SAWarszawa 2026

ISBN 978-83-01-24938-0

eBook został przygotowany na podstawie wydania papierowego z 2026 r. (Wydanie I)

Warszawa 2026

Wydawnictwo Naukowe PWN SA 02-460 Warszawa, ul. Gottlieba Daimlera 2 tel. 22 69 54 321; faks 22 69 54 288; infolinia 801 33 33 88 e-mail: pwn@pwn.com.pl; reklama@pwn.pl www.pwn.pl

Przedmowa

Przez dłuższy czas byłem inspektorem Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej w Departamencie Zabezpieczeń (safeguards) w Wydziale Operacyjnym: A - Daleki Wschód. Moim regionem inspekcyjnym była Japonia, Koreańska Republika Ludowo-Demokratyczna i Indonezja.

Inspektorzy muszą być przygotowani do przeprowadzenia inspekcji w różnych obiektach jądrowych, dlatego przechodzą specjalny kurs uzupełniony ćwiczeniami praktycznymi z symulacją inspekcji i dodatkowym obowiązkowym szkoleniem w zakresie pomiarów plutonu. W trakcie pracy w MAEA poznałem w Japonii prawie wszystkie rodzaje obiektów jądrowych tworzących cykl paliwowy z wyjątkiem kopalni uranu. Japonia importuje uran. W opracowaniu próbuję przedstawić zagadnienia związane z metodami zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego w wybranych, rzadziej opisywanych obiektach jądrowych.

Przygotowanie inspekcji przez prowadzącego ją inspektora jest czasochłonne i wymaga szczegółowego zapoznania się z kontrolowanym obiektem z uwzględnieniem wykorzystywanych nim procesów technologicznych. Informacje o obiekcie znajdują się w informacjach projektowych (design information). Wiele z nich nie ulega zmianie przez dłuższy czas, ale mogą być wprowadzone istotne modyfikacje dotyczące postaci, ilości, rozmieszczenia materiałów jądrowych. Mogły również nastąpić zmiany w planie obiektu, zmiany technologiczne, zakresu zabezpieczeń itp. Sprawdzenie informacji projektowych jest szczególnie ważne, gdy plan inspekcji przewiduje ich weryfikację. Drugim istotnym źródłem informacji jest inspektor prowadzący bieżącą dokumentację obiektu (facility officer). W MAEA do każdego obiektu przydzielony jest inspektor, którego zadaniem jest prowadzenie i zbieranie informacji o aktualnym stanie obiektu, stosowanych metodach zabezpieczeń stałych lub czasowych, stanie materiału jądrowego i jego przepływu w obiekcie, prowadzenie dokumentacji o inspekcjach i przygotowywanie ich planów. Obowiązkowe jest uczestnictwo inspektorów w szkoleniach, szczególnie gdy dotyczą nowych metod pomiarowych, nowej aparatury, nowego oprogramowania, sposobów pozyskiwania próbek, sposobów obserwacji obiektu, zmiany kryteriów oceny systemu zabezpieczeń. Czasem konieczne są również szkolenia indywidualne w zakresie specyficznych pomiarów przeprowadzanych w niektórych obiektach przemysłu jądrowego wykorzystujących unikalne techniki. Posiadam około 30 dyplomów ukończenia różnych kursów.

Inspektor prowadzący dokumentację obiektu jest zobowiązany do przygotowania instrukcji dla inspektora prowadzącego inspekcję, poczynając od informacji, jakiego jest ona rodzaju (zwykła, zwykła przed inwentarzem z natury materiału jądrowego, czy inwentarzowa, czy po inwentarzowa itd.), jakie przewidziano badania dla każdego rodzaju materiału i z jaką dokładnością muszą być przeprowadzone, jakie urządzenia zainstalowane w obiekcie wymagają obsługi lub wymiany nośników informacji, jakie sposoby zamykania (plombowania) są używane i które należy wymienić, jakie dodatkowe informacje uzyskać od operatora, czy i kiedy przewidziano przyjęcie lub wysłanie materiału jądrowego, czy były braki zasilania itd.

Przygotowywany plan jest uzgadniany z Krajowym Systemem Nadzoru i wymusza niejednokrotnie konieczność szybkiego przemieszczania się inspektorów pomiędzy obiektami. Inspektor prowadzący inspekcję jest odpowiedzialny za przygotowanie i dostarczenie koniecznej do inspekcji aparatury pomiarowej (jeśli nie jest ona zainstalowana w obiekcie), nośników informacji z uwzględnieniem koniecznych elementów rezerwowych, plomb i potrzebnych narzędzi do plombowania, materiałów porównawczych z archiwum MAEA dotyczących plomb elektronicznych, optycznych lub hydrofonicznych, pojemników do transportu próbek do badań niszczących lub wymazowych itd.

By inspekcja odbyła się z jak najmniejszym zakłóceniem pracy kontrolowanego obiektu, przed jej rozpoczęciem należy uzgodnić wspólny z inspektoratem krajowym plan każdego dnia inspekcji (na ogół z dokładnością do godziny). Aby inspekcja przebiegała w sposób płynny i zgodnie z planem, konieczne jest, by inspektorzy po zapoznaniu się z projektowanym dla nich zakresem zadań przeprowadzili przed opuszczeniem centrali ćwiczenia przypominające zasady obsługi aparatury, którą będą używać w czasie inspekcji. Jest to szczególnie ważne, gdy w inspekcji będzie konieczny udział kilku inspektorów. Inspektor prowadzący - koordynator powinien przed inspekcją powiadomić każdego członka zespołu, jakie będą jego zadania. Czasem może powstać konieczność szybkiego opanowania zupełnie nowego systemu kontrolnego lub aparatury wprowadzanej właśnie do użytku, co przydarzyło mi się kilka razy w wyniku korekty planów inspekcyjnych.

Może się zdarzyć, że w trakcie inspekcji wykryte zostaną jakieś nieścisłości - nieprawidłowość (anomaly) wskazująca na możliwość przesunięcia lub przechwycenia materiału jądrowego do innych zastosowań, na przykład militarnych - należy je natychmiast wyjaśnić, a jeśli nie jest to możliwe w czasie inspekcji, musi być przygotowany protokół opisujący zaobserwowany problem. Brak wyjaśnienia uruchamia automatycznie cały proces działań przewidzianych traktatem.

Zakończeniem inspekcji jest opracowanie raportu końcowego odzwierciedlającego wszystkie podjęte i wykonane działania, w tym protokoły uzyskane z przeglądu systemów obserwacyjnych i protokoły stwierdzające nienaruszalność plomb, wnioski o stanie obiektu i materiale jądrowym. Raport musi jako pierwszy akceptować inspektor prowadzący bieżącą dokumentację obiektu, Ostatecznie po trzystopniowych weryfikacjach raportu z inspekcji (inspektor prowadzący bieżącą dokumentację obiektu (facility officer), kierownik zespołu (unit head), kierownik sekcji (section head)) raport jest zatwierdzany przez dyrektora departamentu. Raport powinien być zatwierdzony w ciągu czternastu dni roboczych od daty inspekcji. Końcowy raport jest przesyłany do państwa, w którym przeprowadzona była inspekcja.

W czasie inspekcji, szczególnie w Japonii, zwracano uwagę na rygorystyczne przestrzeganie zasad bezpieczeństwa, aż co się może wydawać śmieszne, łącznie z wymaganiem poruszania się na terenie obiektu dokładnie po wyznaczonych drogach. Podobny wymóg obowiązuje dzieci chodzące w Japonii do szkoły, a spowodowany jest ich łatwiejszym odnalezieniem w przypadku nagłego trzęsienia ziemi. W opracowaniu zwracam uwagę na sposoby zapewnienia bezpieczeństwa. Trudno jest sobie wyobrazić, jak zapewniane jest bezpieczeństwo na nuklearnych okrętach podwodnych. Pewne wyjaśnienie można znaleźć w opisie NS Mutsu, doświadczalnego statku z napędem jądrowym, gdzie przeprowadzałem krótką inspekcję.

Przedstawiona poniżej monografia jest opracowana na podstawie moich poprzednich doświadczeń, artykułów, prezentacji i referatów powstałych w czasie, gdy pełniłem funkcję Sekretarza Generalnego Stowarzyszenia Ekologów na Rzecz Energii Nuklearnej. Wykorzystano głównie publikacje wydawane w Biuletynie PAA - jak Bezpieczeństwo Jądrowe i Ochrona Radiologiczna, kwartalniku Postępy Techniki Jądrowej, kwartalniku EKOATOM.

W monografii starałem się przedstawić zakłady i obiekty jądrowe tworzące cykl paliwowy stanowiący podstawę przemysłu energetyki jądrowej, transport materiałów jądrowych, wykorzystanie reaktorów poza energetyką jądrową, jak i zasygnalizować nowe problemy związane z pojawieniem się nowych koncepcji związanych z budową reaktorów modularnych. Chciałem też uwypuklić problemy związane z bezpieczeństwem jądrowym polegającym na zapobieganiu i wykrywaniu działalności dotyczących materiałów jądrowych, które mogłyby spowodować bezpośrednio lub pośrednio zagrożenia dla ludzi i środowiska. Ostatni rozdział jest poświęcony omówieniu problemów związanych z ochroną środowiska. W Dodatku "Jak przygotować się do wprowadzenia energetyki jądrowej w Polsce" przedstawiłem aktualny stan przygotowań. Dla ułatwienia poszukiwań rozszerzenia omawianej tematyki nazwy powoływanych dokumentów oraz pojęć używanych w literaturze podawałem również w języku, w którym zostały opracowane. Opracowanie jest zbiorem niezależnych esejów przedstawiających różne aspekty bezpieczeństwa jądrowego.

1Wstęp

Bezpieczeństwo w energetyce jądrowej polega na zapewnieniu ochrony ludności i środowiska przed ekspozycją promieniowania jonizującego w tracie normalnej eksploatacji urządzeń jądrowych jak i zagrożeń radiacyjnych wywoływanych przez awarie lub celowe wrogie działanie. Osiągane jest to przez wprowadzenie w obiektach jądrowych skutecznych zabezpieczeń. Szeroko rozumiane bezpieczeństwo obiektu jądrowego polega zatem m.in. na zapobieganiu, wykrywaniu i odpowiednim reagowaniu na przestępczą lub celową nieautoryzowaną działalność związaną bezpośrednio z materiałami jądrowymi lub innymi materiałami promieniotwórczymi, obiektami jądrowymi, a także na reagowaniu na inne celowe działania, które mogą spowodować bezpośrednio lub pośrednio zagrożenie dla ludzi i środowiska.

Zalecenia dotyczące bezpieczeństwa energetyki jądrowej zostały wypracowane przez Państwowe Urzędy Dozoru Jądrowego przy współpracy organizacji międzynarodowych: Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (International Atomic Energy Agency - IAEA), Agencji Energii Jądrowej (Nuclear Energy Agency - NEA), Organizacji Współpracy Gospodarczej i Rozwoju (Organisation for Economic Co-operation and Development - OECD), Światowego Stowarzyszenie Operatorów Jądrowych (World Association of Nuclear Operators - WANO), Amerykańskiego Urzędu Dozoru Jądrowego (US Nuclear Regulatory Commission - NRC) i Zachodnioeuropejskiego Stowarzyszenia Organizacji Dozoru Jądrowego (West European Nuclear Regulatory Association - WENRA).

Opracowane zalecenia dotyczą ochrony radiologicznej, ochrony fizycznej obiektu, ochrony materiałów jądrowych, ich transportu, przechowywania odpadów radioaktywnych i określają:

- podstawy bezpieczeństwa (safety fundamentals) definiujące zasady ochrony ludzi i środowiska,

- wymagania bezpieczeństwa (safety requirements) definiujące wymagania konieczne do wprowadzenia zaleceń, by osiągnąć zamierzony cel,

- wytyczne bezpieczeństwa (safety guides) opisujące zalecane metody osiągnięcia celów.

Międzynarodowy system zaleceń bezpieczeństwa jest bardzo rozbudowany i stale uzupełniany, stanowiąc silne wsparcie krajowych projektantów systemów dozoru jądrowego. Podstawowym celem zasady bezpieczeństwa energetyki jądrowej jest ochrona ludności i środowiska przed szkodami radiologicznymi na każdym etapie eksploatacji urządzeń jądrowych. Narażenie radiacyjne powinno być tak niskie, jak tylko jest to praktycznie możliwe do uzyskania (As Low as Reasonably Achievable - ALARA) oraz zapewnić minimalizację skutków wszelkich wypadków. Należy podjąć wszelkie środki zapobiegania wypadkom i ograniczania ich następstw.

W zalecaniach zapewnienia bezpieczeństwa w literaturze anglojęzycznej (szczególnie w pracach normalizacyjnych) rozróżniane są dwa pojęcia: nuclear safety i nuclear security.

1.1. Ochrona radiologiczna

Nuclear safety - bezpieczeństwo jądrowe (pracy) dotyczy ochrony pracowników, ludności i środowiska przed zagrożeniem radiacyjnym spowodowanym wypadkami, katastrofami naturalnymi, pożarami lub błędami ludzkimi.

Zagrożeniem radioaktywnym jest zanieczyszczenie lub skażenie środowiska powstałe w wyniku pojawienia się w powietrzu, w wodzie lub w glebie różnych substancji w ilościach i składzie odbiegających od stanu naturalnego i wpływających ujemnie na zdrowie człowieka, przyrodę, klimat lub glebę.

Skażenie promieniotwórcze polega na znacznym podniesieniu aktywności promieniotwórczej powyżej jej naturalnego poziomu. Odnosi to się zarówno do ludzi, przedmiotów, jak i środowiska. Aktywność promieniotwórcza jest wielkością fizyczną określającą liczbę przemian promieniotwórczych zachodzących w jednostce czasu, tzn. określającą liczbę rozpadów (samorzutnych przemiana niestabilnego jądra atomowego) w określonym czasie. Jednostką aktywności jest bekerel, Bq: 1 Bq = 1 rozpad/1 s. Nazwa jednostki pochodzi od nazwiska Henriego Becquerela, laureata Nagrody Nobla za odkrycie naturalnej promieniotwórczości.

Promieniotwórczość naturalna (promieniowanie naturalne) pochodzi z naturalnych pierwiastków radioaktywnych obecnych w glebie, skałach, powietrzu i wodzie. Naturalne promieniowanie jonizujące jest obecne w minerałach, przyswajanych przez rośliny i zwierzęta, a pośrednio przez ludzi. Jest obecne w powietrzu, ciekach wodnych, oceanach, w glebie.

Źródeł tego promieniowania nie da się uniknąć. Na przykład przeciętna całkowita aktywność promieniotwórcza ciała człowieka przy wadze 80 kg wynosi 8000 Bq (ok. 100-140 Bq/kg), aktywność 1 litra mleka wynosi ok. 50 Bq, a wody morskiej 12 Bq/l.

Bardzo ważnym dla bezpieczeństwa pracowników przemysłu jądrowego i bezpieczeństwa ludności jest określenie i badanie skutków promieniowania oraz ustalenie dopuszczalnego stopnia narażenia.

Jednostkami miar dawki promieniowania jonizującego (uwzględniającymi rodzaj promieniowania) są grej (Gy) i siwert (Sy). Grej jest jednostką dawki pochłoniętej definiowanej jako ilość energii 1 J (dżula) pochłoniętej przez 1 kg materii, tzn. 1 Gy = J/kg [m2/s2]. Oddziaływanie promieniowania na tkankę organizmów żywych lub inną materię badane jest za pomocą równoważnika dawki podawanej w siwertach, określanej jako ilość energii pochłoniętej przez każdy kilogram napromieniowywanej materii biologicznej 1 Sv = J/kg [m2/s2]. Równoważnik dawki pochłoniętej to miara szkodliwości biologicznej, która uwzględnia rodzaj promieniowania. Wartość równoważnika uzyskuje się, mnożąc dawkę pochłoniętą wyrażoną w grejach, Gy, przez odpowiedni współczynnik wagowy promieniowania określający zdolność rodzaju promieniowania do wywoływania skutków biologicznych. Grej to miara energii, a siwert to miara uszkodzeń biologicznych. Nazwa jednostki siwert pochodzi od nazwiska Rolfa Maximiliana Sieverta - szwedzkiego fizyka, medyka, który wniósł znaczący wkład w badania nad biologicznymi skutkami promieniowania, i założyciela Międzynarodowego Stowarzyszenia Ochrony przed Promieniowaniem (International Radiation Protection Association - IRPA). Nazwę jednostki grej nadano dla uczczenia brytyjskiego badacza promieniowania jonizującego Louisa Harolda Greya.

Wartość równoważnika dawki pozwala oszacować biologiczne skutki oddziaływania promieniowania na funkcjonowanie organizmów i porównywać z wartością dawki granicznej określanej jako suma narażeń wewnętrznych i zewnętrznych w ciągu 1 roku. Wartość dawki granicznej, której nie powinno się przekroczyć, została wyznaczona na podstawie wieloletnich badań wpływu promieniowania z uwzględnieniem źródła promieniowania, narażenia osób, oddziaływania promieniowania na określone tkanki i narządy. Wartość graniczna jest podana w przepisach bezpieczeństwa. Na rysunku 1.1 przedstawiono dawki graniczne dla różnych codziennych sytuacji.

Rys. 1.1. Dawki graniczne (K. Rzymkowski)

Dawka graniczna dla osób zawodowo narażonych na ekspozycję promieniowania wynosi 20 mSv/rok (20000 ?Sv/rok), podobny limit dla ogółu ludności wynosi 1 mSv/rok (1000 ?Sv/rok). Podane wartości nie obejmują dawek otrzymywanych przez oddziaływanie promieniowania naturalnego dla danego miejsca i zabiegów terapeutycznych. Średnia roczna dawka pochodząca z promieniowania naturalnego w Polsce wynosi 2,6 mSv (2 600 ?Sv). Należy podkreślić, że dawka roczna jest dawką zsumowaną tzn. na przykład 20 mSv w ciągu roku jest sumą narażeń na promieniowanie, czyli by osiągnąć ten limit dzienne narażenie nie powinno przekraczać 20 mSv / 365 dni = 0,0547 mSv/dzień (54,7 ?Sv/dzień, tj. około 2,3 ?Sv/h).

W normalnych warunkach eksploatacji urządzeń jądrowych dopuszczalna dawka dla pracowników narażonych na promieniowanie nie może przekroczyć 100 mSv/5 lat (czyli 20 mSv/rok), jednakże w ciągu jednego roku nie może przekroczyć 50 mSv. W warunkach zagrożenia, w sytuacjach wykonywania prac awaryjnych (ratowanie życia, ochrona zdrowia, uniknięcie większego narażenia) dopuszcza się dawkę 500 mSv. Japońskie normy przewidują w takich sytuacjach 100 mSv. Wyjątkowo w Fukushimie dopuszczono 250 mSv (por. podrozdz. 14.4).

1.2. Ochrona obiektów i materiałów

Nuclear security - ochrona fizyczna obiektów i materiałów jądrowych dotyczy wykrywania i reagowania na kradzież, sabotaż, nieuprawniony dostęp, nielegalne przekazywanie lub inne złośliwe działania dotyczące materiałów jądrowych, innych substancji radioaktywnych mogących wywołać zagrożenie radiacyjne.

W celu wprowadzenie skutecznych zabezpieczeń w obiektach jądrowych utworzono różne poziomy zabezpieczeń umożliwiających wykorzystanie odmiennych środków technicznych i organizacyjnych. Postawę stanowi koncepcja "obrony w głąb", czyli powiązany ciąg zabezpieczeń taki, że gdy jakiś poziom zawiedzie, wówczas następny ogranicza lub łagodzi skutki takiej sytuacji. Sekwencja poziomów bezpieczeństwa składa się z 5 niezależnych od siebie poziomów bezpieczeństwa ("linii obrony").

Poziom I. Wysoka jakość projektu i wykonania obiektu jądrowego oraz jego eksploatacja ma zapewnić najwyższy i bezwzględny priorytet bezpieczeństwu przed zadaniami produkcyjnymi. Niezwykle ważne jest zaprojektowanie odpowiednich barier ochronnych, zapobiegających niekontrolowanemu przedostawaniu się do środowiska substancji promieniotwórczych z odpowiednio dużymi zapasami bezpieczeństwa przy jednoczesnym zapewnieniu odporności na zagrożenia wewnętrzne i zewnętrzne oraz wysokiej niezawodności systemów i urządzeń.

Poziom II. Nadzór i kontrola pracy przez systemy obiektu i personelu mają na celu jak najszybsze wykrycie wszelkich odchyleń od normalnej eksploatacji i podjęcie działań korygujących, aby zapobiec awarii.

Poziom III. Systemy bezpieczeństwa powinny opanować awarie projektowe, zapobiec poważniejszym awariom i zminimalizować ich skutki radiologiczne, nie dopuszczjąc do uwolnienia na zewnątrz substancji promieniotwórczych.

Poziom IV. Specjalnie zaprojektowane systemy bezpieczeństwa mają ograniczać i łagodzić skutki poważnych awarii, utrzymując integralność konstrukcyjną i efektywność obudowy bezpieczeństwa.

Poziom V. Zapobieganie skutkom zdrowotnym znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska przez działania interwencyjne: zatrzymanie ludności w domach lub czasowa ewakuacja, monitoring skażenia powietrza, wody, gleby i żywności oraz czasowy zakaz spożywania lokalnie produkowanej żywności i wody.

Podstawową rolą organów państwowych jest przygotowanie aktów prawnych określających wymagania dotyczące bezpieczeństwa jądrowego, ochrony fizycznej i zabezpieczeń materiałów jądrowych oraz prowadzenie kontroli przestrzegania tych wymagań. Rolę tę w Polsce pełni Państwowa Agencja Atomistyki. Akty prawne powinny być nowelizowane m.in. ze względu na postęp techniczny, by odpowiadały nowym warunkom powstawania zagrożeń. Nowelizacje ustawy Prawo Atomowe winny uwzględniać w szerokim zakresie podniesienie poziomu bezpieczeństwa systemów informatycznych wykorzystywanych w polskich ośrodkach jądrowych.

W celu złagodzenia skutków znacznych uwolnień substancji promieniotwórczych do środowiska i ludności opracowano międzynarodową skalę oceny zdarzeń jądrowych. Skala zdarzeń jądrowych, dzięki ujednoliceniu zasad ich oceny, umożliwia porównywanie stopnia zagrożenia między różnymi awariami w innych ośrodkami jądrowych i szybką wymianę informacji z krajami sąsiednimi o stopniu zagrożenia. Pozwala to ocenić stopień ewentualnego zagrożenia w dalszym sąsiedztwie obiektu, w którym doszło do awarii. Skala zdarzeń może być pomocna do opracowania planów działań usuwania skutków awarii.

Międzynarodowa skala zdarzeń jądrowych i radiologicznych (International Nuclear and Radiological Event Scale - INES), nazywana także skalą INES, została stworzona wspólnie przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej oraz Agencję Energii Jądrowej NEA/OECD (Nuclear Energy Agency/ Organisation for Economic Co-operation and Development). Skala do oceny skutków zdarzeń radiacyjnych oraz sprawnego i jednoznacznego informowania opinii publicznej o takich zdarzeniach jest stosowana w ponad 60 krajach. Skala obejmuje 7 punktów bezpieczeństwa (0: odstępstwo, 1-3: incydenty, 4-7: awarie).

Poziom 0. Poza skalą. Zdarzenie nie powoduje skutków, które mogłyby go zakwalifikować do innych poziomów.

Poziom 1. Anomalia. Zdarzenie powodujące zakłócenie normalnej pracy przy obiekcie lub przedmiocie promieniotwórczym. Przykładem może być wypadek przy transporcie odpadów radioaktywnych bez uszkodzenia pojemników czy drobne uszkodzenie rurociągów z takimi substancjami. Nie ma zagrożenia dla pracowników ze względu na promieniowanie.

Poziom 2. Incydent. Zdarzenie zakłócające normalną pracę, mogące spowodować nadmierne napromieniowanie personelu. Nadmierne napromieniowanie oznacza przyjęcie dawki promieniowania przekraczającej roczną dawkę graniczną (20 mSv dla osób zawodowo narażonych na ekspozycję promieniowania jonizującego lub 10 mSv dla pozostałych osób). Skażenie może przedostać się przez niektóre bariery bezpieczeństwa, ale zostanie zatrzymane przez pozostałe stopnie zabezpieczeń. Może się pojawić w miejscach niepożądanych, co prowadzi do podjęcia działań naprawczych.

Poziom 3. Poważny incydent. Napromieniowanie osoby dawką przekraczającą dziesięciokrotność dawki granicznej dla osób narażonych zawodowo na promieniowanie jonizujące. Zdarzenie na terenie obiektu, które może powodować rozległe skutki zdrowotne u pracowników lub rozległe skażenie na terenie obiektu. Skażenie może zostać łatwo zlikwidowane. Incydent, w wyniku którego jakakolwiek dalsza niesprawność systemów bezpieczeństwa może hipotetycznie doprowadzić do awarii.

Poziom 4. Awaria z lokalnymi skutkami. Uwolnienie do otoczenia substancji promieniotwórczych, jednak największa dawka, jaką może otrzymać człowiek poza obiektem nie przekracza kilku mSv. Podjęcie środków zaradczych prawdopodobnie nie będzie potrzebne, z wyjątkiem kontroli żywności. Awaria powodująca znaczne uszkodzenie obiektu jądrowego i powodująca trudne do naprawienia straty, na przykład częściowe stopienie rdzenia reaktora lub porównywalne zdarzenia w obiektach niereaktorowych. Napromieniowanie jednej lub kilku osób teoretyczną dawką śmiertelną.

Poziom 5. Awaria z rozległymi skutkami. Uwolnienie do otoczenia substancji promieniotwórczych w ilościach równoważnych skutkom uwolnienia od setek do tysięcy TBq jodu-131 (131I). Poważne uszkodzenie obiektu, jak na przykład stopienie większości rdzenia, poważny pożar w reaktorze, powodujące uwolnienie dużych ilości materiałów radioaktywnych wewnątrz obiektu.

Poziom 6. Poważna awaria. Uwolnienie do otoczenia substancji promieniotwórczych w ilościach równoważnych skutkom uwolnienia od tysięcy do dziesiątków tysięcy TBq jodu-131 (131I). Prawdopodobnie będzie konieczne pełne podjęcie środków zaradczych przewidzianych w planach postępowania awaryjnego.

Poziom 7. Wielka awaria. Uwolnienie znacznych ilości substancji promieniotwórczych w ilościach równoważnych skutkom uwolnienia ponad dziesiątków tysięcy TBq jodu-131 (131I). Konieczna ewakuacja terenów skażonych i podjęcie działań odkażających, możliwe ofiary śmiertelne i długotrwałe skażenie terenu mieszanką krótko- i długożyciowych pierwiastków radioaktywnych. Możliwe, że skażenie przekroczy granice kraju, gdzie znajduje się jego źródło. Występują długotrwałe skutki środowiskowe. Dotychczas uznano, że awariami na poziomie 7 były wydarzenia w Czarnobylu i Fukushimie. Po trzęsieniu ziemi awarie reaktorów nr 1, 2 i 3 w Fukushimie sklasyfikowano jako awaria elektrowni jądrowej na poziomie 7.

System szeroko pojętego bezpieczeństwa jądrowego opiera się na koordynacji różnych działań zabezpieczających dostosowanych do spodziewanego poziomu zagrożenia. Na rysunku 1.2 przedstawiono zbiór elementów tworzących system ochrony obiektu jądrowego z punktu widzenia zagrożeń działalnością przestępczą.

Rys. 1.2. Elementy systemu ochrony obiektu jądrowego (K. Rzymkowski)

System ochrony obiektu jądrowego przed działalnością przestępczą musi być odporny na próby zniszczenia, zrujnowania, dekonspiracji ukrytych zabezpieczeń, modyfikacji, wyłączenia, kradzieży, uzyskania nieautoryzowanego dostępu lub wykorzystania nielegalnych danych, a w szczególności na akty sabotażu, tzn. na bezpośrednie i zamierzone działanie w celu unieruchomienia obiektu, pozyskania materiału jądrowego w procesie jego wykorzystywania, transportu, które może zagrozić zdrowiu i bezpieczeństwu personelu, ludności, środowisku i uwolnić substancje promieniotwórcze.

W opracowaniu pragnę przedstawić wybrane przykłady obiektów jądrowych i pewnych działań, które potencjalnie mogą być źródłem skażeń radioaktywnych i jakie są stosowane metody kontroli i zabezpieczeń, biorąc pod uwagę ochronę środowiska.

2Cykl Paliwowy

Energetyka jądrowa stanowi rozbudowany rodzaj przemysłu, którego charakterystyczną cechą jest cykl paliwowy polegający na zamkniętym obiegu paliwa uranowego przetwarzanego w szeregu zakładach stanowiących niezależne obiekty przemysłowe.

Przemysł jądrowy, szczególnie jego część związana z energetyką jądrową, rozwinął się w latach pięćdziesiątych XX wieku. Jądrowe zakłady przemysłowe powiązane z energetyką tworzą rozbudowany system obejmujący kopalnie uranu, zakłady wzbogacania paliwa, wytwórnie paliwa, elektrownie, przechowalniki wypalonego paliwa, zakłady przetwarzania wypalonego paliwa, składowiska odpadów radioaktywnych (nisko- i wysokoaktywnych), w tym składowiska wypalonego paliwa przy otwartym cyklu paliwowym.

Wszystkie zakłady przemysłu jądrowego są obiektami jądrowymi. Obiektami jądrowymi według przyjętej definicji w Międzynarodowym Systemie Zabezpieczeń (safeguards) są obiekty (budynki wraz z wyposażeniem), w których są produkowane, przetwarzane, wykorzystywane, przemieszczane, przechowywane lub usuwane (np. w wyniku powstałej awarii) materiały radioaktywne.

Materiałami jądrowymi nazywane są materiały, które mogą być użyte do budowy jądrowych środków wybuchowych. Materiałem jądrowym jest każdy materiał zawierający izotopy 239Pu, 233U, 235U lub ich mieszaninę, jak i wszelki materiał wyjściowy uran naturalny, uran wypalony, tor w każdej postaci.

Wszystkie obiekty jądrowe mają opracowane indywidualnie i dostosowane do rodzaju obiektu systemy bezpieczeństwa z uwzględnieniem zasady "obrony w głąb" ze szczególnym zwróceniem uwagi na ochronę radiologiczną, poziom promieniowania i ochronę materiałów jądrowych. W tym celu zakłady (teren, budynki, wszystkie pomieszczenia) nasycone są aparaturą kontrolną, rozległym monitoringiem i zabezpieczeniami fizycznymi.

Cyklem paliwowym nazywamy ciąg operacji i procesów technologicznych, których zadaniem jest wytworzenie paliwa do reaktorów jądrowych, wypalenie go w reaktorze, a następnie przerób paliwa wypalonego. Są dwa rodzaje cyklu paliwowego: cykl zamknięty i otwarty. Różnica między zamkniętym a otwartym cyklem paliwowym polega na sposobie wykorzystania paliwa po jego użyciu w reaktorze. W cyklu otwartym wypalone paliwo traktuje się jako odpad. W cyklu zamkniętym paliwo jest poddawane (przerobowi) recyklingowi.

2.1. Elementy cyklu paliwowego

Podstawowym paliwem w elektrowniach jądrowych jest uran i cały cykl opiera się na jego przerobie (rys. 2.1). Na świecie jest tylko kilka krajów dysponujących pełnym cyklem począwszy od kopalni rudy uranowej do końca cyklu otwartego lub zamkniętego. Uran jest bardzo szeroko rozprzestrzeniony w skorupie ziemskiej, ale koszty jego pozyskiwania są wysokie i mogą wymagać specjalnych rozwiązań technicznych. Dlatego większość użytkowników importuje uran z innych krajów. Największymi producentami uranu są Kazachstan, Kanada, Australia, Namibia, Niger, Rosja, Uzbekistan, Chiny, Ukraina, Stany Zjednoczone, Indie, Republika Południowej Afryki, Iran, Pakistan. Rozbudowanym cyklem paliwowym dysponują Stany Zjednoczone, Rosja, Wlk. Brytania, Chiny, Francja, Japonia.

Rys. 2.1. Transport materiałów jądrowych w zakładach cyklu paliwowego (K. Rzymkowski)

Kopalnie. Rudy uranowe wydobywane są w kopalniach zarówno odkrywkowych, jak i podziemnych, a w szczególnych przypadkach, gdy pozwala na to złoże, można wydobywać uran metodą wymywania. Zawartość uranu w wydobywanych obecnie rudach wynosi od 0,035 do 3 %. Uran naturalny składa się głównie z izotopu 238U oraz użytecznego dla energetyki jądrowej 235U. Uzyskanie odpowiedniej ilość uranu potrzebnej do uruchomienia jądrowego reaktora energetycznego wymaga więc przerobu ogromnej liczby metrów sześciennych urobku (por. podrozdz. 14.2).

Zakłady wzbogacania rudy uranowej są zakładami chemicznymi, których zadaniem jest uzyskanie jak największej ilości uranu z wydobytej rudy - zwykle wynosi to od 85 do 95 % zawartości uranu w urobku. Proces wzbogacania rudy wymaga opróvcz obróbki mechanicznej (zgniatania, mielenia) skomplikowanych procesów chemicznych (wytrawiania, wymywania, wytrącania) wykorzystujących różne substancje toksyczne. Powstające w wyniku tych procesów odpady wymagają unieszkodliwiania.

Niski poziom promieniowania, zbliżony do tła naturalnego, wymaga jedynie monitorowania, bez konieczności stosowania specjalnych zabezpieczeń. Toksyczne działanie uzyskiwanych tlenków uranu jest podobne do oddziaływania tlenków ołowiu i wymaga analogicznych zabezpieczeń.

2.2. Wzbogacanie uranu

Kolejnym etapem cyklu paliwowego jest wzbogacenie uranu, czyli przetworzenie go do postaci dogodnej do produkcji paliwa. Uzyskiwany w zakładach wzbogacania rudy tlenek uranu U3O8 (yellow cake) dostarczany jest do zakładów wzbogacania w metalowych pojemnikach o znacznej objętości (200 l). Zakłady wzbogacania, podobnie jak i zakłady produkcji paliwa są zakładami chemicznymi stosującymi wyrafinowane technologie.

Stosunek izotopu 235U do 238U określa stopień wzbogacenia uranu. Zasadnicze znaczenie dla energetyki jądrowej ma uran rozszczepialny 235U. Stopień wzbogacenia wymagany dla funkcjonowania reaktorów energetycznych nie przekracza 5,5 % Stopień wzbogacenia uzyskiwany dla celów doświadczalnych lub wojskowych może wynosić 40 %-90 % (por. podrozdz. 14.2).

Technologie wzbogacania uranu. Opracowano kilka technologii wzbogacania, z których najwydajniejsza jest metoda wykorzystująca związki lotne uranu. W trzech powszechnie obecnie stosowanych metodach wzbogacania (wirówkowej, dyfuzyjnej, kanalikowej) wykorzystywany jest sześciofluorek uranu UF6, którego zaletą jest właściwość sublimacji w niskiej temperaturze (około 60 °C) oraz fakt, że fluor nie ma izotopów (umożliwia to rozróżnienie 238UF6 od 235UF6), natomiast istotną wadą jest toksyczność i aktywność chemiczna (właściwości żrące) oraz konieczność prowadzenia procesów wzbogacania w wysokiej próżni. W procesie wzbogacania wykorzystuje się różnicę ciężaru izotopów rozszczepialnego 235U i nierozszczepialnego 238U.

Metoda kanalikowa polega na przepuszczaniu UF6 z dużą prędkością przez drobne kanaliki, których kształt umożliwia powstanie siły odśrodkowej powodującej rozdzielenie izotopów 238U i 235U. Uzyskanie wyższego wzbogacenia wymaga szeregowego - kaskadowego połączenia bloków kanalików.

Metoda dyfuzyjna polega na przepuszczaniu UF6 przez półprzepuszczalne przegrody z wykorzystaniem różnicy szybkości dyfuzji.

Metoda wirówkowa polega na wykorzystaniu siły odśrodkowej działającej na szybko wirujący UF6. Wyższe wzbogacenie uzyskuje się, tworząc kaskadę wirówek. Metoda wirówkowa jest najwydajniejszym i najmniej energochłonnym obecnie systemem wzbogacania. Począwszy od 2013 r. w zakładach wzbogacania stosuje się wyłącznie metodę wirówkowego rozdzielania izotopów uranu.

Wprowadzane są również technologie wykorzystujące zjawisko wzbudzania atomów uranu za pomocą laserów.

2.3. Produkcja i wykorzystanie paliwa w elektrowni

Po wzbogacaniu uran przetransportowywany jest do zakładów produkcji paliwa w postaci sproszkowanego tlenku uranu UO2, z którego wytwarzane są tzw. pastylki (wymiarach ? 6-12 mm i długości 10-25 mm) umieszczane następnie w cienkościennych cyrkonowych rurkach (koszulkach) o długości ok. 5 m. Stanowią one pręty paliwowe będące elementami zestawów paliwowych. zawierających w zależności od typu reaktora 15x15, 16x16, 17x17 prętów w reaktorach PWR (Pressurized Water Reactor - PWR) lub 8x8, 9x9, 10x10 w reaktorach BWR (Boiling Water Reactor - BWR). Cały proces produkcyjny pastylek (spiekanie, obróbka mechaniczna, ładowanie do rurek cyrkonowych) jest przeprowadzany w zamkniętych komorach. Mimo że wzbogacenie uranu używanego w zakładach produkcji paliwa jest małe, a większość stosowanych technologii nie wymaga użycia ciekłych substancji, jednak ze względu na możliwość podwyższonego poziomu promieniowania (tj. wystąpienia stanu krytycznego) unika się zagęszczenia elementów uranowych poprzez ograniczenia masy i zachowanie odległości. Promieniowanie gotowych zestawów paliwowych również nie uważa się za wysokie.

Podstawowym elementem elektrowni jądrowej jest reaktor jądrowy. Jest on umieszczony wraz ze wszystkimi elementami obsługi w specjalnie skonstruowanym budynku, odpornym na działanie bardzo wysokich temperatur i ciśnienia wewnątrz, jak i na wszystkie możliwe do przewidzenia zewnętrzne siły destrukcyjne. Zwykle lokalizacja elektrowni uwzględnia możliwość budowy kilku reaktorów na tym samym terenie elektrowni. Do każdego reaktora dobudowane są hale zestawów turbinowych wraz systemami włączającymi wytworzony prąd do sieci, kolumny chłodnicze oraz kominy wentylacyjne. Ponadto z każdym reaktorem połączony jest basen wypalonego paliwa i magazyn świeżego paliwa. Wspólne dla całej elektrowni są zakłady naprawcze, pralnie odzieży roboczej, zakłady utylizacji odpadów stałych (promieniotwórczych i innych), oczyszczalnie ścieków, przechowalniki wypalonego paliwa oczekującego na transport do zakładów przerobu, magazyny odpadów niskoaktywnych (stałych i ciekłych), a także wszystkie systemy zabezpieczeń (np. zakład ochrony radiologicznej). Wzajemne połączenia wszystkich elementów elektrowni wymagają ogromnej ilości kabli, rur, kanałów betonowych i oddzielnego zasilania, na przykład potrzebnego do rozruchu elektrowni. Dlatego też wybór lokalizacji elektrowni dokonywany jest niezwykle starannie. Bardzo ważne jest zaopatrzenie w wodę (zależne od przyjętego systemu chłodzenia przepływowe lub w obiegu zamkniętym z wieżami chłodniczymi czy basenami chłodzącymi), przy czym dokłada się szczególnej staranności, aby ilość wody wykorzystywanej przez systemy elektrowni nie wpływała istotnie na środowisko, a sama elektrownia nie była narażona na powodzie lub przypływ czy sztormy morskie (por. podrozdz. 14.3).

Wypalone paliwo zawiera wiele cennych pierwiastków - przede wszystkim uran 235U - w stężeniu uniemożliwiającym już dalsze używanie zestawu paliwowego w reaktorze, ale przewyższającym stężenie w uranie naturalnym.

Wypalone w reaktorze paliwo jest wysoko radioaktywne i przed dalszym przetwarzaniem w zakładach przerobu paliwa (tzw. cykl zamknięty) musi być "schładzane" (czego nie należy mylić z chłodzeniem termicznym reaktora lub paliwa). Schładzanie polega na wieloletnim przechowywaniu w basenie wypalonego paliwa. Długi czas przechowywania pozwala na znaczną redukcję izotopów krótkożyciowych. Alternatywą jest przechowywanie całych zestawów paliwowych w magazynach wypalonego paliwa (tzw. cykl otwarty) - tak składowane paliwo nie jest już wykorzystywane.

Paliwo pracujące w reaktorze ulega również bardzo znacznemu rozgrzaniu. Wysoką temperaturę może ono utrzymywać przez długi czas - określa się, że nawet po upływie 10 lat 1 tona wypalonego paliwa nadal wydziela ok. 1 kW ciepła. W związku z tym przed poddaniem go dalszym procesom musi ono zostać również wychłodzone w sensie fizycznym.

Obecnie stosowane są trzy rozwiązania: składowanie zestawów w przechowalnikach przy założeniu wykorzystania ich w dogodnym czasie lub przeniesieniu do składowisk docelowych, składowanie zestawów paliwowych traktowanych w całości jako odpady w składowiskach uważanych za docelowe, oraz przerób paliwa w celu odzyskania pierwiastków mających obecnie natychmiastowe wykorzystanie Należy pamiętać, że wypalone paliwo (w każdej postaci) jest odpadem wysokoaktywnym.

Składowiska tymczasowe wypalonego paliwa są najczęściej lokalizowane w pobliżu reaktora lub w innych miejscach na terenie elektrowni.

Najwięcej niepokoju budzą tzw. składowiska ostateczne (np. wyrobiska kopalniane, szczególnie kopalni soli), mimo że brak jest jednoznacznych danych wskazujących na ich wpływ na środowisko. Uważa się, że składowanie tych pierwiastków tworzy rodzaj zapasów dla przyszłych pokoleń, przy założeniu, że w przyszłości mogą być opracowane metody ich wykorzystania.

2.4. Zakłady przerobu paliwa

Najważniejszymi zakładami w cyklu paliwowym są zakłady przerobu paliwa. Można uważać, że pierwszym etapem przerobu jest wstępne przygotowanie paliwa.

Wypalone w reaktorze paliwo jest wysoko radioaktywne i, jak wspomniano, przed dalszym przetwarzaniem w zakładach przerobu paliwa (tzw. cykl zamknięty) musi być "schładzane" (co nie odnosi się tylko do chłodzenia termicznego). W czasie wieloletniego przechowywania - schładzania w basenie wypalonego paliwa krótkożyciowe izotopy promieniotwórcze ulegają znacznej redukcji, co ułatwia transport i dalszą obróbkę wypalonego paliwa. Paliwo pracujące w reaktorze ulega również bardzo znacznemu rozgrzaniu. W związku z tym przed poddaniem go dalszym procesom musi ono zostać wychłodzone.

Składowiska tymczasowe przeznaczone do schładzania wypalonego paliwa są najczęściej lokalizowane w pobliżu reaktora (baseny wypalonego paliwa) lub w innych miejscach na terenie elektrowni. Alternatywą jest przechowywanie całych zestawów paliwowych w magazynach wypalonego paliwa (tzw. cykl otwarty) - tak składowane paliwo (składowiska ostateczne, np. wyrobiska kopalniane) nie jest już wykorzystywane.

W cyklu zamkniętym w procesie przerobu paliwa odzyskiwane są przede wszystkim dwa pierwiastki - uran i pluton - które mogą być następnie użyte do produkcji nowego paliwa. W takim wypadku ok. 97 % wypalonego paliwa wraca do elektrowni, a tylko 3 % stanowi odpady wysokoaktywne. Proces przerobu umożliwia również wyodrębnić inne użyteczne pierwiastki, na przykład metale ziem rzadkich, 137Cs, 99Te (otrzymywany praktycznie tylko tą drogą), 147Sr. Są one zagęszczane i magazynowane. Odpady wysokoaktywne są składowane w specjalnie wyznaczonych i przystosowanych do tego magazynach centralnych dla całego kraju.

Należy podkreślić, że wpływ zjawiska promieniowania w czasie normalnej pracy zakładów związanych z energetyką jądrową jest pomijalny. Pomiary tego promieniowania w ich pobliżu nie wykazują istotnej zmiany w stosunku do naturalnego promieniowania tła. Większy wpływ na środowisko mają natomiast inne czynniki, wspólne dla wszystkich gałęzi związanych energetyką, na przykład budowa nowego obiektu wymaga przygotowania obszaru o powierzchni kilku km2, włączając w to powstanie nowych dróg, budynków, przystosowanie zbiorników wodnych, tam, ujęć wodnych. Powoduje to zwiększenie natężenia ruchu na istniejących już drogach, hałasu, wycinkę drzew, migrację zwierząt itp. Dodatkowym utrudnieniem może być konieczność prowadzenia badań archeologicznych i innych prac pomocniczych.