V Tokiu pořádali od 14. do 16. března 2006 společně Thermal-hydraulics Division of the Atomic Energy Society of Japan, Nuclear Power Engineering Corporation a International Atomic Energy Agency technické zasedání zaměřené na výzkum a vývoj v oblasti těžkých havárií a zvládání těžkých havárií. Zasedání zahájil hlavní organizátor Dr. Masanori Naitoh (NUPEC) a slavnostní uvítání přednesl prezident NUPEC Dr. Toru Namiki. Oficiální zahájení pak provedl prof. Ken-ichiro Sugiyama (Hokkaido Univ., Chairman of ThD-AESJ) za druhou spolu-organizující instituci. Zasedání navazuje na dlouholetou tradici přerušenou na začátku tohoto tisíciletí, kterým bylo pořádání mezinárodních konferencí SARJ (Severe Accident Research in Japan) a bylo rovněž iniciováno blížícím se výročím havárie na JE Černobyl. Celkově bylo na mítink přihlášeno 45 prezentací, z toho 15 z Japonska. Zasedání účastnilo 73 zástupců ze 14 zemí celého světa.

Zasedání bylo rozděleno do pěti bloků – úvodní plenární zasedání, zvládání havárií, experimenty pro LWR, experimentální a analytický výzkum rychlých reaktorů, a vývoj a aplikace výpočtových prostředků. Již z názvů jednotlivých bloků prezentací vyplývá, že mítink se zabýval velice širokou oblastí výzkumných a vývojových, ale také aplikačních prací. Jednotlivé prezentace se tak např. zabývaly historickým vývojem legislativy vyžadující provedení PSA studií pro jednotlivé JE a aplikace opatření na zvládání těžkých havárií v Japonsku (Dr. M. Kajimoto, JNES) nebo v Kanadě (Dr. A. Victorov, CNSC). Pozici a aktivity IAEA v oblasti zvládání těžkých havárií prednesl Dr. S. Lee (IAEA), který ukázal ucelený přehled publikací již vydaných, ale také připravovaných k vydání agenturou. Na druhou stranu byly obsaženy prezentace zabývající se základním výzkumem např. vývoj metody nazvané „Moving Particle Semi-implicit“, která umožňuje analýzu toku nestalčitelného proudu pomocí semi-implicitního algoritmu pro řešení termohydrauliky lehkovodních, ale i sodíkem chlazených rychlých reaktorů (Dr. S. Koshizuka, Univ. Tokio). Další ukázkou šíře oblastí, na které byly prezentace zaměřeny a které se týkají oboru těžkých havárií, může být příspěvek Dr. W. Heringa (FZK), který přednesl současný stav poznání problematiky zaplavování přehřáté aktivní zóny na základě hodnocení experimentů a analytických prací s posouzením aplikovatelnosti pro LWR. Zcela odlišný charakter měla prezentace Dr. I. Basiće (ApoS, Croatia), která byla zaměřená na metodiku stanovení priorit mezi opatřeními k dosažení stabilizovaného stavu při těžké havárii pro JE Krško, či prezentace Mrs. Duang Ji (Shanghai Jiaotong) ukazující analytické studie vlivu odtlakování primárního a/nebo sekundárního okruhu na rozvoj těžké havárie PWR, či optimalizace časování opatření na odtlakování při haváriích iniciovaných ztrátou napájecí vody pro VVER-1000 (Dr. N. Muellner, Univ. of Vienna). Prezentace na téma uvolňování štěpných produktů z různých typů paliva (UO2 a MOX) přednesla Ms. Mitsuko Kida (JAEA), otázku usazování aerosolů na základě experimentálních i analytických prací, včetně vývojů modelů, prezentovala Dr. C. L. Del Prá (CIEMAT). Metodiku pro analitické ověření návrhů postupů pro zvládání těžkých hávárií s použitím integrálního kódu MELCOR přednesl J. Duspiva (ÚJV Řež). Experimenty na rozliv taveniny na zařízení COMET prezentoval Dr. A. Miassoedov (FZK). Experimentální výzkum odvodu tepla varem z polokulové plochy (simulace dna tlakové nádoby a podmínkách zadržení taveniny v nádobě externím chlazením) prezentoval Dr. K. Yoshida (Osaka Univ.). Z celé řady prezentací věnovaných rychlým reaktorům lze uvést např. vývoj kódu 3-D SIMMER-IV, který je zaměřen na analýzy přechodových stavů při destruktivních haváriích aktivní zóny sodíkem chlazených rychlých reaktorů (Dr. H. Yamano, JAEA) nebo studii popisu fáze vstupu proudu roztaveného materiálu do vody – modelování vniknutí roztaveného paliva do chladiva při destruktivní havárii aktivní zóny rychlého množivého reaktoru (Y. Abe, Univ. Tsukuba).

Jiným úhlem pohledu na soubor prezentací na tomto technickém zasedání je možný, pokud posoudíme typy reaktorů, pro jejichž podporu jsou prezentované práce prováděny. Začít můžeme u klasických obecných lehkovodních reaktorů (LWR), ale mnohé z nich byly zaměřeny pouze na reaktory tlakovodní (PWR) a z nich jmenovitě na VVER-1000, ale rovněž na varné reaktory (BWR). Některé prezentace však byly zaměřeny na těžkovodní reaktory (HWR), zde především reaktory CANDU. Dokonce byla obsažena prezentace pro RBMK, tedy reaktor varný vodou chlazený a grafitem moderovaný. Již jmenované typy představují ve světě provozané typy energetických reaktorů. Některé příspěvky – především sekce zaměřená na rychlé reaktory – představovala zaměření na typy reaktorů, které ještě nejsou využívány pro výrobu elektrické energie, ale mnohé koncepty jsou horkými kandidáty pro poměrně blízkou budoucnost. Zde je možné jmenovat – sodíkem chlazené rychlé reaktory (SFR), rychlé množivé reaktory (FBR) nebo tekutými kovy chlazené rychlé reaktory (LMFR) a tekutými kovy chlazené rychlé množivé reaktory (LMFBR).

Z výše uvedeného popisu je zřejmé, že problematice těžkých havárií a postupům jejich zvládání je v zemích s rozvinutou produkcí elektřiny v jaderných elektrárnách stále věnována velmi velká pozornost, která se v oblasti základního výzkumu postupně přelévá od klasických LWR k pokročilým typům reaktorů. Pro provozované typy energetických reaktorů jsou práce zaměřeny spíše na vytváření a ověřování postupů pro zvládání těžkých havárií a také doplnění ještě chybějích znalostí z fenomenologie. Zajímavým postřehem však může být zjevná absence zástupců z Francie a státních institucí a laboratoří USA, dvou velmi významných států nejen provozujících, ale také vyvíjejích inovované a pokročilé typy reaktorů. Co je důvodem můžeme pouze spekulovat, ale USA zastupoval alespoň soukromý sektor.

Jiří Duspiva

zpět na úvodní stránku