Jadrový reaktor je zariadenie, ktoré slúži na spustenie a riadenie jadrovej reťazovej reakcie. Jadrové reaktory sú používané v atómových elektrárňach a ako pohon plavidiel. Niektoré reaktory sa používajú na produkciu izotopov pre lekárske a priemyselné použitie, alebo na produkciu plutónia, ktoré sa používa na vojenské účely.
Prvý jadrový reaktor (uránovo-grafitový) bol uvedený do prevádzky v roku 1942 v Chicagu pod vedením Enrica Fermiho - Chicago Pile-1. Využitie jadrovej energie na pohon lodí a ponoriek je myšlienkou dr. Vďaka objavu štiepenia sa rozbehol výskum v laboratóriách po celom svete s cieľom vytvoriť proces samo udržateľného štiepenia, tzv. štiepnej reťazovej reakcie. Toto sa prvý krát podarilo vo Francúzsku Frédérica Joliota-Curie a v New Yorku Leo Szilarda v spolupráci s Enricom Fermim. Prvý jadrový reaktor bol postavený pod vedením Enrica Fermiho v podzemí Chicágskej univerzity.
K energetickej sieti bola po prvý krát jadrová elektráreň pripojená 27. júna 1954. Jednalo sa o reaktor AM-1 s čistým výkonom 5 MWe. Neskôr nasledovala jadrová elektráreň Calder Hall vo Veľkej Británii neďaleko dediny Seascale. Do energetickej siete bola pripojená 27. októbra 1956. Táto elektráreň pozostávala z dvoch reaktorov, každý s výkonom 60 MWe (v roku 1973 znížený na 50 MWe). Jadrová energetika zaznamenala opäť vzostup po počiatočnom miernom útlme spôsobenom obavami verejnosti a po haváriách s únikom radiácie do životného prostredia. Prvou jadrovou haváriou bol incident na Three Mile Island (Pensylvánia, USA). Druhou jadrovou katastrofou bola havária na 4. jadrovej elektrárne v Černobyle (ZSSR). Práve v náväznosti na túto udalosť vzniklo v roku 1997 medzinárodné fórum GIF, ktorého hlavným zámerom je zvýšenie jadrovej bezpečnosti v celosvetovom význame. V posledných desaťročiach začala úspešne napĺňať jadrová energetika potrebu spoľahlivého zdroja energie, nakoľko fosílne palivá sa rýchlo zmenšujú a preto je nutné ich v energetike nahradiť iným zdrojom. Dnešná jadrová energetika je vnímaná ako relatívne lacný, dlhodobo dostupný a spoľahlivý zdroj energie s potenciálom na ďalší rozvoj, ktorý je s opodstatnením očakávaný aj v budúcnosti. Všetky tieto pokročilé koncepcie budú spĺňať stále prísnejšie požiadavky na ich prevádzku v uzavretom palivovom cykle a na minimalizáciu vzniku rádioaktívneho odpadu a vyhoreného jadrového paliva. Zároveň je nevyhnutný intenzívny výskum v oblasti prepracovania použitého jadrového paliva a ich zhodnocovania, aby sa znížilo množstvo konečného odpadu.
Jadrové elektrárne sú v podstate tepelné elektrárne, ktoré používajú namiesto parného kotla jadrový reaktor s parným generátorom. Rozdiel je iba v použitom druhu paliva a spôsobe jeho premeny na teplo. Reaktor využíva väzbovú energiu jadra, ktorá sa uvoľňuje pri štiepení jadier ťažkých prvkov. V energetických jadrových elektrárňach sa štiepi urán, ktorý sa v prírode nachádza ako minerál smolinec (uraninit). Jadrové palivo je veľmi efektívne v porovnaní napr. s uhlím, biomasou alebo obnoviteľnými zdrojmi energie. Pre energetické účely sa využíva štiepna reakcia, ktorá je dobre technologicky zvládnutá. Vieme ju bezpečne riadiť a regulovať.
V jadrových reaktoroch sa ako štiepny materiál používa izotop uránu - 235U. 235U sa záchytom neutrónu mení na 236U, ktorý je nestabilný, v dôsledku čoho sa jeho jadro štiepi najčastejšie na dve časti (fragmenty). Pri každom štiepení sa uvoľní presne 188MeV energie (vyplýva zo zákona zachovania energie). Palivo v podobe palivových kaziet je umiestnené v tlakovej nádobe reaktora, do ktorého prúdi chemicky upravená voda. Voda preteká kanálikmi v palivových kazetách a odvádza teplo, ktoré vzniká pri štiepnej reakcii. Voda z reaktora vystupuje s teplotou asi 297°C a prechádza horúcou vetvou primárneho potrubia do tepelného výmenníka - parogenerátora. V parogenerátore preteká zväzkom rúrok a odvádza teplo vode, ktorá je privádzaná zo sekundárneho okruhu s teplotou 222°C. Voda sekundárneho okruhu sa v parogenerátore odparuje a cez parný kolektor sa para odvádza na lopatky turbín. Hriadeľ turbíny je mechanicky spojený s rotorom generátora, ktorý je budený budičom jednosmerného napätia.
Na reguláciu rýchlosti štiepenia sa používa tzv. moderátor napr. ťažká voda, grafit, berýlium a absorbátor napr. kadmium alebo bórová oceľ. Látka, ktorá obklopuje reakčné prostredie reaktora, býva zhotovená z rovnakého materiálu, akým je aj moderátor. Počet neutrónov vzniknutých z prechádzajúceho štiepenia = Počet uniknutých (stratených) neutrónov + Počet neutrónov, ktoré vyvolajú nové štiepenia + Počet neutrónov zachytených v konštrukčných materiáloch a chladive.
Energia, ktorá zo štiepnej reakcie vzíde, výrazne zvyšuje kinetickú energiu molekúl vody či oxidu uhličitého v primárnom chladiacom okruhu. Tá sa pri výmene tepla vo výmenníku prenáša na vodu či oxid uhličitý v sekundárnom okruhu.
Generácie jadrových reaktorov
Na základe rôznych kritérií môžeme rozdeliť jadrové reaktory do tzv. generácií. Existuje viacero kritérií, na základe ktorých sa jednotlivé typy jadrových reaktorov od seba líšia. Ide napr. o použitý typ paliva, konštrukčné riešenie, použitý moderátor a chladiaci prostriedok, a tiež o bezpečnostné a environmentálne požiadavky.
Generácia I
Do prvej generácie jadrových reaktorov patria prvé, väčšinou iba jednotlivo stavané prototypy, ktoré vznikali v 40. a 50. rokoch 20. storočia. Tieto reaktory boli primárne určené na výskumné účely a testovanie technológií, len zriedka sa dostali do komerčnej prevádzky. Prvým komerčným jadrovým reaktorom prvej generácie bola elektráreň Wylfa (Veľká Británia). Elektráreň zastrešovala 2 reaktory typu Magnox. Prvý z nich bol odstavený 25. apríla 2012. Životnosť druhého z nich bola predĺžená do septembra roku 2014. Prvé reaktory boli často postavené pre mierové účely. Fermiho reaktor Enrico Fermi Nuclear Generating Station v USA bol reaktor chladený sodíkom. S výkonom 94 MWe, avšak navrhovaný bol na približne dvojnásobnú hodnotu. Tento reaktor bol testovaný pri veľmi nízkom výkone a viedol k čiastočnému roztaveniu dvoch palivových článkov. Následne boli zistené problémy s palivovými tyčami a únikom rádioaktivity do okolitého prostredia. Vyraďovanie z prevádzky bolo oficiálne ukončené v decembri roku 1975. Jadrové elektrárne prvej generácie boli najmä výskumné a experimentálne reaktory, z ktorých každý bol unikátny a nebol priamo naviazaný na konkrétny typ reaktora. Výstavba reaktorov prvej generácie prebiehala najmä v 50. a 60. rokoch minulého storočia.
Generácia II
Druhá generácia reaktorov, ktorá sa začala rozvíjať od 70. rokov 20. storočia, predstavuje väčšinu svetových reaktorov, ktoré vznikali medzi rokmi 1965-1999. Tieto reaktory sa opierajú o osvedčené prototypy prvej generácie a nadväzujú na ne. Jadrové reaktory druhej generácie sú dnes základom výroby elektrickej energie v dnešných jadrových elektrárňach po celom svete. Palivo v týchto reaktoroch slúži nízko obohatený urán vo forme oxidu uraničitého (UO2). Palivové tyče sú zvyčajne zliatiny zirkónia. Jadrové elektrárne s reaktormi typu VVER (Vodo-vodjanoj energetičeskij reaktor) fungujú na tom istom princípe, odlišujú sa iba konštrukčným riešením jednotlivých komponentov. Reaktory tohto typu sú dnes druhým najrozšírenejším druhom jadrových reaktorov na svete. Ich vývoj sa opieral o poznatky získané z projektu experimentálneho varného reaktora EBWR. V porovnaní s tlakovodnými reaktormi, kde sa tvorba pary odohráva v parných generátoroch, sa pri varných reaktoroch (BWR) tvorba pary dochádza priamo v aktívnej zóne reaktora. Para, zbavená kvapiek vody, je odvádzaná priamo na turbínu. Výhodou je menší počet komponentov, ktoré sú nutné pri tlakovodnom prevedení. Nevýhodou je skutočnosť, že pre pohon turbíny je využívaná para, ktorá môže byť rádioaktívna. Ďalšou špecifickou vlastnosťou je zasúvanie regulačných tyčí do aktívnej zóny zospodu. Reaktory typu RBMK, vyvinuté v bývalom ZSSR, pracujú na princípe varného, grafitom moderovaného a vodou chladeného reaktora. Vyznačuje sa riedkou aktívnou zónou. Grafit funguje ako moderátor, zatiaľ čo ľahká voda je ohrievaná až na bod varu. Voda sa mení na paru, ktorá poháňa turbínu. Regulácia výkonu sa vykonáva zasúvaním riadiacich tyčí do grafitu. V tomto type reaktora boli použité dva nezávislé chladiace okruhy, ktoré odvádzali teplo z palivových kanálov. Voda z okruhov sa menila na paru, ktorá poháňala turbínu. Jadrové elektrárne typu CANDU (CANada Deuterium Uranium) sú kanadské reaktory využívajúce ťažkú vodu ako moderátor a chladiaci prostriedok. Vďaka vlastnostiam ťažkej vody je možné ako palivo využiť prírodný urán. Palivové články sú umiestnené v horizontálnych tlakových kanáloch, ktorými prúdi chladivo. Tlakové nádoby s palivom, moderátorom a chladivom sú uzavreté vo valcovej nádobe. Teplo sa odovzdáva ľahkej vode, z ktorej je tvorená čistá para vedená na turbínu. Tento reaktor tvorí druhú generáciu v britskej jadrovej energetike. Magnox, taktiež chladený oxidom uhličitým a moderovaný grafitom. Jadrové reaktory druhej generácie tvoria jadro súčasnej jadrovej energetiky. Od začiatku 70. rokov po celom svete sa s ich výstavbou pokračovalo až do súčasnosti. Ich životnosť bola väčšinou dimenzovaná na 40 rokov prevádzky. Spravidla sa vyhorené palivo ukladalo v hlbinných úložiskách a len zriedka podrobené procesu prepracovania.
Generácia III a III+
Generácia III a III+ predstavuje technické vylepšenia II. generácie po roku 1996. Tieto reaktory vychádzajú z osvedčených projektov druhej generácie, avšak prinášajú množstvo nových prvkov aktívnej a pasívnej bezpečnosti. Tieto vylepšenia prispeli k výhodnejšej ekonomike celého komplexu a predĺženiu životnosti elektrárne, ktorá je projektovaná na 60 rokov prevádzky. Tieto reaktory sú štandardizované, čo zjednodušuje údržbu a urýchli proces licencovania a výstavby. V časovom horizonte budú pracovať práve s reaktormi z tejto generácie.
Reaktor AP1000 je evolučne vylepšený AP600, produkujúci okolo 1150 MWe. Elektrárne s reaktormi tohto typu sú vo výstavbe v Číne. Americká firma Westinghouse navrhla reaktor AP600 na základe reaktora PWR. Konštrukcia tohto reaktora zahŕňa množstvo pasívnych bezpečnostných prvkov a jednoduchosť konštrukcie. Reaktor AP1000 predstavuje ďalší vývojový stupeň v amerických tlakovodných reaktoroch, zameraný na zvýšenie neutrónovej bilancie, a tak potrebné nižšie obohatenie a lepšie vyhorenie paliva. Na trh bol uvedený reaktor AP1000. Ďalší vývojový stupeň v kanadských jadrových reaktoroch predstavuje reaktor ACR-1000. Tento reaktor je pokračovaním najpoužívanejšieho typu jadrového reaktora PWR. Vylepšenia boli prijaté na základe rokov skúseností s budovaním a prevádzkou týchto reaktorov. Patria sem napr. použitie paliva MOX (mixed oxide fuel), zvýšenie výkonu a ekonomickej výhodnosti. Bezpečnosť je zabezpečená systémami, ktoré garantujú bezpečný pohon aj v prípade najvážnejších havárií. Reaktor je chránený proti pádu lietadla. Používa sa palivo z oxidov uránu a plutónia z vyhoreného paliva nazývanú MOX. Tieto projekty však zaznamenali nákladné oneskorenia vo výstavbe. Výkon jedného bloku sa pohybuje okolo 1650 MWe.
Reaktor ACR-1000 predstavuje ďalší vývojový stupeň v kanadských jadrových reaktoroch. Zachováva si vlastnosti typické pre kanadské jadrové reaktory, najmä zvýšenie bezpečnosti a životnosti a jednoduchšiu a menej nákladnú konštrukciu. Ako chladivo sa používa ľahká voda, prúdiaca pod vysokým tlakom v palivových kanáloch, namiesto ťažkej vody. Vylepšenia sa týkajú aj predĺženia životnosti materiálov a väčšieho výkonu. Bezpečnostné systémy sú navrhnuté pre okamžité zastavenie štiepnej reťazovej reakcie, pracujúce aj bez dodávky elektrickej energie. Parametre pary zaručujú vyššiu účinnosť elektrárne. Výkon tohto reaktora je 1200 MWe.
Generácia IV
Štvrtá generácia jadrových reaktorov je zameraná na bezpečné a s priaznivou ekonomickou bilanciou. Tieto reaktory sú spoľahlivejšie a menej ohrozené ľudskými chybami. Jadrové reaktory IV. generácie vychádzajú z úspešných projektov druhej generácie, avšak prinášajú množstvo nových prvkov aktívnej a pasívnej bezpečnosti, ktoré prispeli k výhodnejšej ekonomike celého komplexu.
Medzinárodné fórum pre generáciu IV - GIF sa zameriava na definovanie požiadaviek na reaktory IV. generácie, ktoré zahŕňajú udržateľnosť, ekonomiku, bezpečnosť a ochranu pred zneužitím jadrového materiálu. Palivový cyklus štvrtej generácie je navrhnutý tak, aby minimalizoval produkciu rádioaktívneho odpadu a umožnil jeho recykláciu. Medzi hlavné reaktorové systémy IV. generácie patria:
- Vysokoteplotný reaktor VHTR (High-Temperature Gas-cooled Reactor): Tieto reaktory pracujú pri vysokých teplotách a sú chladené plynom, napr. héliom. Sú vhodné pre priemyselné aplikácie vyžadujúce vysoké teploty, ako je výroba vodíka.
- Reaktor chladený vodou v nadkritickej fáze SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor): SCWR využíva vodu v nadkritickej fáze ako chladiaci prostriedok, čo umožňuje vyššiu účinnosť premeny tepla na elektrinu.
- Plynom chladený rýchly reaktor GFR (Gas-cooled Fast Reactor): GFR sú rýchle reaktory chladené plynom, ktoré môžu spaľovať transuránové prvky a znižovať tak množstvo dlhodobého rádioaktívneho odpadu.
- Olovom chladený rýchly reaktor LFR (Lead-cooled Fast Reactor): LFR využívajú tekuté olovo ako chladiaci prostriedok, čo umožňuje prevádzku pri vysokých teplotách a efektívne spaľovanie dlho žijúcich aktinoidov.
- Sodíkom chladený rýchly reaktor SFR (Sodium-cooled Fast Reactor): SFR sú rýchle reaktory chladené tekutým sodíkom, ktoré sú schopné množiť štiepny materiál a prevádzkovať sa v uzavretom palivovom cykle.
- Reaktor s roztavenými soľami MSR (Molten Salt Reactor): MSR používajú roztavené soli ako chladiaci prostriedok a často aj ako médium pre palivo. Tieto reaktory ponúkajú vysokú bezpečnosť a efektivitu.
Projekt Antares je príkladom návrhu referenčnej elektrárne s reaktorom IV. generácie, ktorý vychádza zo štúdie organizácie GIF a detailnejšie popisuje systém VHTR.
Princípy chladenia jadrových reaktorov
Chladenie jadrových reaktorov je kľúčovým aspektom bezpečnej a efektívnej prevádzky týchto zariadení. Jadrové reaktory generujú obrovské množstvo tepla počas štiepenia atómových jadier. Bez účinného chladenia by teplota mohla rýchlo dosiahnuť nebezpečné úrovne, čo by mohlo viesť k vážnym haváriám. Chladenie je preto zásadným procesom, ktorý zabezpečuje stabilitu reaktora a jeho bezpečnú prevádzku.
Metódy chladenia
Existuje niekoľko hlavných metód chladenia jadrových reaktorov, z ktorých každá má svoje výhody a nevýhody.
Voda ako chladiaci prostriedok
Voda je najbežnejším chladiacim prostriedkom používaným v jadrových reaktoroch, najmä v tlakovodných reaktoroch (PWR) a varných reaktoroch (BWR). Voda slúži nielen ako chladiaci prostriedok, ale aj ako moderátor, ktorý spomaľuje neutróny a zvyšuje pravdepodobnosť štiepenia.
Helium a iné plynné chladiče
V niektorých reaktoroch, ako sú vysokoteplotné reaktory, sa používa hélium ako chladiaci prostriedok. Hélium má vynikajúce tepelné vlastnosti a je inertné, čo znižuje riziko chemických reakcií. Plynom chladené reaktory (napr. GFR) sú tiež navrhnuté s cieľom dosiahnuť vyššie prevádzkové teploty.
Chladenie s použitím tekutého kovu
Tekuté kovy, ako napríklad sodík (SFR) alebo olovo (LFR), sa používajú v niektorých pokročilých reaktoroch. Tieto chladiace systémy sú schopné prenášať teplo efektívnejšie ako voda a umožňujú prevádzku pri vyšších teplotách, čo zvyšuje termickú účinnosť.
Reaktory s roztavenými soľami
V reaktoroch s roztavenými soľami (MSR) sa používajú roztavené soli ako chladiaci prostriedok a často aj ako médium pre palivo. Tento prístup umožňuje prevádzku pri atmosférickom tlaku a vysokých teplotách, čo prispieva k inherentnej bezpečnosti.
Technológie chladenia
Rôzne technológie chladenia sa vyvíjajú s cieľom zlepšiť účinnosť a bezpečnosť prevádzky reaktorov.
Pasívne chladenie
Pasívne chladenie využíva prirodzené fyzikálne procesy, ako je konvekcia a vedenie tepla, na udržanie teploty reaktora. Tento prístup znižuje potrebu aktívnych chladiacich systémov a zvyšuje bezpečnosť reaktora v prípade poruchy. Mnoho reaktorov III. a IV. generácie integruje pasívne bezpečnostné prvky.
Moderné chladenie s využitím nanotechnológií
Prieskum nanomateriálov a ich využitie v chladiacich systémoch môže viesť k výraznému zlepšeniu prenosu tepla a účinnosti chladenia. Tieto technológie sú ešte vo vývoji, ale môžu mať významný dopad na budúcnosť chladenia jadrových reaktorov.
Bezpečnostné aspekty chladenia
Bezpečnosť je najvyššou prioritou pri prevádzke jadrových reaktorov. Rôzne metódy chladenia nesú rôzne riziká, a preto je dôležité starostlivo posúdiť ich výhody a nevýhody.
Riziko prehriatia
Pri zlyhaní chladiaceho systému môže dôjsť k prehriatiu reaktora, čo môže viesť k uvoľneniu rádioaktívnych materiálov. Tento jav je známy ako strata chladiaceho média (LOCA). Moderné reaktory sú vybavené viacerými vrstvami ochrany, vrátane núdzových systémov chladenia, aby sa minimalizovalo toto riziko.
Únik chladiacich médií
Únik vody alebo iného chladiaceho média môže mať vážne následky na životné prostredie. Preto je dôležité implementovať systémy na detekciu a prevenciu únikov. Konštrukcia reaktorov zahŕňa viacnásobné bariéry, ako sú tesnenia, spoje a samotný kontajnment, ktoré bránia úniku.
Princíp ochrany do hĺbky
Základný princíp bezpečnosti jadrových reaktorov a celých jadrových elektrární je založený na tzv. princípe ochrany do hĺbky. Ochrana do hĺbky je u prevádzkovaných elektrární založená na 4 fyzických bariérach a 5 úrovniach ochrany. Prvou bariérou je samotné palivo, druhou je plášť palivových tyčí, treťou je ochranná nádoba reaktora alebo tlakový systém primárneho okruhu a štvrtou je tzv. kontajnment. Pri úniku chladiaceho média z primárneho okruhu by vzniklo množstvo rádioaktívnej pary. Štvrtou bariérou je cca 1,5 m hrubá betónová konštrukcia, ktorej funkciu pri elektrárňach VVER-440 spĺňa obal primárneho okruhu.
Výbuch v jadrovej elektrárni. Rick stál vedľa reaktora (Černobyľ, ZSSR)
Environmentálne a ekonomické aspekty chladenia
Na záver je dôležité zohľadniť aj ekonomické a environmentálne aspekty chladenia jadrových reaktorov.
Náklady na inštaláciu a údržbu
Implementácia moderných chladiacich systémov môže vyžadovať vysoké investície, avšak dlhodobé úspory na prevádzkových nákladoch a zvýšená bezpečnosť môžu tieto náklady vyvážiť. Pasívne systémy chladenia môžu znížiť prevádzkové náklady a zvýšiť spoľahlivosť.
Dopad na životné prostredie
Efektívne chladenie prispieva k znižovaniu rizika havárií a minimalizuje dopad na životné prostredie. Modernizácia chladenia môže tiež znížiť emisie skleníkových plynov spojené s prevádzkou jadrových elektrární, najmä ak sa porovnáva s fosílnymi palivami. Jadrová energia je ako mega silný boss v svete energií. Dokáže vyrobiť množstvo elektriny bez toho, aby do ovzdušia vypúšťala škodlivé plyny. V reaktoroch sa rozbieha proces, ktorý sa volá jadrová štiepna reakcia. Pri rozštiepení jadier uránu sa uvoľňuje teplo, ktoré je odvádzané médiom pretekajúcim cez reaktor a túto energiu potom využívame na premenu vody na paru, ktorá poháňa lopatky turbín.
Existujú rôzne typy jadrových reaktorov, ktoré sa líšia najmä podľa toho, čo používajú na spomalenie (moderovanie) neutrónov uvoľnených pri štiepnej reakcii a odvod tepla vznikajúceho v reaktore pri štiepnej reakcii. Tlakovodné reaktory - sú najbežnejším typom reaktorov a na obe spomínané funkcie (moderovanie a chladenie) využívajú vodu, ktorá je pod vysokým tlakom. Reaktory s ťažkou vodou - títo frajeri používajú na moderovanie aj chladenie ťažkú vodu, v ktorej kde niektoré atómy vodíka majú aj jeden neutrón (D2O). Reaktory s grafitovým moderátorom - tu grafit hrá rolu moderátora, ktorý spomaľuje neutróny. Rýchle (množivé) reaktory - nepoužívajú moderátor, ale pracujú s rýchlymi neutrónmi pri vysokých teplotách, preto sa ako chladivo v nich využíva olovo alebo sodík). Malé modulárne reaktory (SMR) - zatiaľ sú v prevádzke len dva, ale ďalšie sa projektujú alebo sú už v štádiu schvaľovania jadrovými dozornými orgánmi. Popri týchto sa vyvíjajú aj iné typy experimentálnych reaktorov, napr. vysokoteplotné reaktory chladené plynom, sodíkom, olovom alebo roztavenou soľou, ktoré budú okrem uránu využívať aj tórium.
Mega množstvo energie z malého množstva paliva: To znamená, že nepotrebuješ veľa miesta na skladovanie paliva. Náklady na výstavbu: Stavba a demontáž jadrových elektrární stojí veľa peňazí v porovnaní s inými zdrojmi (napr. Takže, jadrová energia je mega zdroj elektriny, ale vyžaduje si rešpekt a dodržiavanie prísnych pravidiel. Moderná energetika neustále hľadá spôsoby, ako efektívne a bezpečne využívať jadrovú energiu na pokrytie rastúcich potrieb spoločnosti.
V Českej republike sme navyše zvyknutí, že sú tu jadrové elektrárne v prevádzke takmer odnepamäti. Vezmite si, že tie prvé sú už z 80. rokov minulého storočia a Dukovany práve oslávili štyridsiatku. Celý čas fungujú bez problémov a ľudia vnímajú, že keď sa stavali, išlo síce o náročný proces, ale odvtedy je výroba stabilná, a navyše je to pre štát slušný príjem, pretože sme ešte stále exportérom elektrickej energie. V lokalitách, kde jadrové elektrárne ležia, naozaj veľmi pozitívne, pretože prínosy pre zamestnanosť v okolí sú evidentné. Jadrové elektrárne sa o zamestnancov starajú a zamestnávajú tisíce ľudí. Navyše cítiť istý pocit patriotizmu, pretože to ľudia berú tak, že to sú naše jadrové elektrárne a nikto okolo by nám do nich nemal veľmi hovoriť. Sú to naše jadrové elektrárne a uvedomujeme si zodpovednosť za bezpečnosť našu aj celého regiónu. Naše elektrárne patria preukázateľne medzi svetovo najbezpečnejšie prevádzkované, a preto, aj keď nám chce do toho niekto hovoriť, nenecháme si na ne siahnuť. Tiež s nimi o tom neustále hovoríme. Teraz plánujeme v Temelíne vystavať prvý malý modulárny jadrový reaktor u nás a od začiatku prípravy jazdíme do Rakúska i Nemecka a preberáme to s nimi. Toto sú dve krajiny, ktoré nie sú momentálne naklonené jadrovej energii, takže je dôležité ich stále ubezpečovať, aby u nich nevznikol odpor proti výstavbe ďalších jadrových elektrární u nás.