Oddelek za fiziko Seminar I a 1.letnik, II.stopnja Nesreča v Fukušimi Avtor: Bor Kos Mentor: prof. dr. Iztok Tiselj Rodine, november 2012 Povzetek V seminarju je predstavljen celosten pregled nesreče v nuklearni elektrarni Fukušima Daiiči. Prvi sklop seminarja je namenjen seznanitvi z osnovami jedrske tehnike BWR elektrarn ter opisu potresa in cunamija, ki sta bila povzročitelja jedrske nesreče. V drugem sklopu je kronološki opis dogodkov v vseh problematičnih reaktorjih. Opis vsebuje vse pomembnejše zaplete in ukrepe, ki so sledili. Tretji sklop seminarja prikazuje skupne izpuste radioaktivnih snovi v okolje. Poleg tega so opisane osnove dozimetrije in modela, ki so ga uporabili za določevanje celokupnih prejetih doz za prebivalce Japonske in sveta. 1
Kazalo Povzetek... 1 Uvod... 3 Veliki japonski potres... 3 Nuklearna elektrarna tipa BWR... 4 Potek nesreče... 5 Reaktor številka 1... 5 Reaktor številka 2... 6 Reaktor številka 3... 7 Reaktorji številka 4,5,6... 8 Sevanje in dozimetrija... 9 Izpusti radioaktivnih snovi v okolje... 11 Radiološke posledice... 12 Doze na Japonskem in po svetu... 13 Zaključek... 14 Viri... 15 2
Uvod 11. marca 2011 je katastrofalen potres, magnitude 9.0, stresel vzhodno obalo Japonske, bolj natančno osrednji otok Honšu. Epicenter potresa je bil le 130km oddaljen od obale Japonske. Potres je povzročil cunami, ki je ob trčenju z obalo povzročil odpoved električnega omrežja in večine pomožnih dizelskih generatorjev nuklearne elektrarne Fukušima Daiiči v lasti podjetja TEPCO. Zaradi izpada električne energije so se ustavili hladilni sistemi reaktorjev številka 1, 2, 3. V teh reaktorjih je prišlo do taljenja jedrskega goriva, puščanja zadrževalnih hramov in sproščanja radioaktivnih razcepkov fisije v okolico. Sproščanje radioaktivnih snovi so pospešile še eksplozije vodika, ki je nastal ob taljenju goriva. Prišlo je do izpust izotopov 131 I, 132 I, 132 Te, 134 Cs, 136 Cs, 137 Cs in 140 Ba v ozračje. Zaradi nevarnosti sevanja je bilo evakuirano prebivalstvo v 20km polmeru okoli elektrarne, ter kasneje zaradi vremenskih vplivov na območju s polmerom 30km. Prihodnost jedrske energije je po nesreči v Fukušimi še vedno pod vprašajem, še posebno na Japonskem kjer trenutno obratujeta le dva reaktorja od skupno 54. Ref.[1] Veliki japonski potres Japonsko otočje leži na stiku severno ameriške, evrazijske, tihomorske in filipinske tektonske plošče. Zaradi subdukcije tihomorske in filipinske tektonske plošče prihaja na področju japonskega otočja do pogostih nestabilnosti površja. Veliki japonski potres, 11.3.2011 ob 14:46 ob lokalnem času, je imel epicenter 130 km od obale na globini 24 km. Magnituda potresa je bila 9.0. Slika 2: Deformacije skorje kot posledica glavnega sunka. Horizontalna deformacija levo in vertikalna deformacija desno. Ref.[2] 3
Prvi posledični cunami je bil zabeležen z GPS merilno bojo 26 minut po potresu in je meril največ 6,7m. Sledilo je še šest cunamijev s periodo 50 minut. Višine cunamijev so vzdolž obale japonske razlikovale, kar nam prikazuje Slika 3. Cunami je v pokrajini Fukušima dosegel maksimalno višino ~10m. Zaradi vrste potresa, pogreznilo se je območje široko 150km in dolgo 450km, so cunamiji segli globoko v notranjost, najvišje ~40m. Nuklearna elektrarna tipa BWR Na lokaciji nuklearne elektrarne Fukušima Daiiči je bilo 6 lahkovodnih reaktorjev tipa BWR oziroma vrelnih reaktorjev. Skupna Slika 3: Maksimalne višine cunamijev vzdolž obale japonske Ref.[2] moč reaktorjev je bila 4,7GW električne energije. Vrelni reaktorji se razlikujejo od tlačnovodnega reaktorja naše NEK v tem da imajo eno samo hladilno zanko in s paro, ki nastaja v reaktorju neposredno poganjajo turbine. V BWR elektrarnah uporabljamo vodo kot moderator in hladilo. Toploto za ogrevanje vode dobimo iz verižne reakcije. V NE Fukušima Daiiči so v petih od šestih reaktorjev kot gorivo uporabljali nizko obogaten uran, v tretjem pa so uporabljali tako imenovano MOX (mixed-oxide fuel) gorivo, ki je vsebovalo približno 6% plutonija. V BWR elektrarnah paro vodimo direktno na turbine, ki proizvajajo električno energijo. Struktura reaktorske zgradbe je bila v vseh reaktorjih približno enaka in je prikazana na Slika 4. Na skici imamo označene vse glavne komponente, a izpostavil bi 1-reaktorska sredica, 39-kontrolne palice, 5-bazen za izrabljeno gorivo z 27- izrabljenim gorivom in 24-torus napolnjen z 18-vodo za kondenzacijo odvečne pare. Konstrukcija z bazenom za izrabljeno gorivom tik poleg ''hruške'' reaktorja je praktična, saj omogoča enostavno menjavo svežega in izrabljenega goriva s pomočjo 26- dvigala. Kot bomo videli kasneje pa se je izkazalo, da ima negativne posledice saj je preveč izpostavljeno in na višini nekaj deset metrov znotraj reaktorske zgradbe. Slika 4: Skica prereza BWR reaktorja (višina reaktorske posode je okoli 20 m) Ref.[12] 4
Potek nesreče Predhodno opisani dogodki so privedli do ene največjih nesreč v zgodovini jedrske energije. Problemi so se začeli ob 14:36, ko so seizmografi na vseh reaktorjih zaznali potres. Reaktorji 1,2,3 so se avtomatsko, zaradi varnostnih sistemov, zaustavili. Reaktorji številka 4,5 in 6 so bili še pred potresom ustavljeni saj so bili v remontu. Zaradi vzdrževalnih del na reaktorski posodi so iz reaktorja 4 vzeli celotno sredico in jo premaknili v bazen za izrabljeno gorivo. Zaradi potresa so se ustavili vsi generatorji električne energije na lokaciji NE Fukušima Daiči. Elektrarna je avtomatsko preklopila na zunanji električni sitem, ki pa zaradi poškodb električne infrastrukture ni deloval. Vklopili so pomožne dizelske generatorje, ki se nahajajo na vseh lokacijah reaktorjev. Do prihoda cunamija, slabe pol ure po potresu, so dizelski generatorji delovali normalno in so dovajali električno energijo, ki je potrebna z nadzor dogajanja nuklearne elektrarne in za odvajanje latentne toplote reaktorjev. Latentna toplota se sprošča zaradi radioaktivnega razpada razcepnih produktov in znaša približno 1% celotne moči reaktorja po 1 uri, 0,7% po 1 dnevu in 0,3% po 1 tednu. Po prihodu cunamijev je morska voda zalila vse pomožne generatorje razen generatorja pri reaktorju številka 6. Opisani dogodki, so razmeroma enotni za vse reaktorje, sedaj pa si poglejmo še specifične poteke nesreče za posamezne reaktorje. Reaktor številka 1 Reaktor je pred potresom obratoval na svoji nominalni moči. Ob 14:47 je reaktor postal podkritičen saj so bile vstavljene vse kontrolne palice. Zaradi okvare v električnem omrežju so se zagnali pomožni dizelski generatorji v skladu z varnostnimi ukrepi. Ob izpadu električne energije se je avtomatsko zaprl glavni parni izolacijski ventil. Ugotovili so tudi, da ni prišlo do puščanja v glavnem parovodu. Zaradi tega je prišlo do povečanega tlaka v reaktorski posodi. Vklopil se je varnostni sistem in sicer tako imenovani Isolation Condenser, ki temelji na dvigovanju vroče pare v velike izmenjevalce toplote, ki paro nato s pomočjo velikih tankov vode ohladijo in kondenzirajo. Kondenzirano vodo nato vodijo ponovno v reaktorsko posodo. V izmerkih temperature vode so razvidni padci temperature, tako da je sistem očitno deloval. Ker je IC (pasivni sistem za hlajenje reaktorja) sistem presegel predpisano kapaciteto hlajenja, ki je 55 C/h, so sistem ročno ustavili. Glavni problem je nastal po prihodu cunamija, ki je uničil oba pomožna dizelska generatorja. Vsi varnosti sistemi so odpovedali, reaktorska sredica je bila brez hlajenja. Kasneje so s pomožno gasilsko dizelsko črpalko vbrizgavali vodo v IC (Isolation Condenser) sistem brez vidnih rezultatov. Jedrsko gorivo se je začelo taliti, v hladilnem sistemu in zadrževalnem hramu pa je začel naraščati tlak. Tlak v zadrževalnem hramu je naraščal do vrednosti, ki so ogrozile njegovo integriteto, zato so se odločili za spuščanje tlaka. Razbremenilne ventile so odpirali ročno, pod vplivom visokega sevanja. Dan po nesreči je v reaktorski zgradbi prišlo do eksplozije vodika, ki je hudo poškodovala reaktorsko zgradbo. Vodik nastaja pri reakciji vodne pare s cirkonijem, ki je v srajčkah gorivnih elementov (Zr + 2 H 2 O ZrO 2 + 2 H 2 ). Zaradi tega je prišlo tudi do povečanega izpusta radioaktivnih snovi v okolje. Eksplozija je povečala puščanje zadrževalnega hrama in izpuste radioaktivnih snovi v 5
okolico. Po eksploziji pa je nižji tlak v hladilnem sistemu in zadrževalnem hramu omogočil črpanje morske vode in kasneje sladke vode neposredno v reaktor, kar je ohladilo staljeno sredico.. Kljub drastičnim ukrepom, da bi ohladili sredico je prišlo do taljena, vsaj delnega. Do taljena jedrskega goriva, uranovega dioksida, pride pri temperaturi približni 2800 C. Staljena sredica je po predvidevanjih pretalila reaktorsko posoda in ostala na dnu reaktorske zgradbe, kjer se je ohladila s pomočjo vbrizgane vode. Reaktor številka 2 Slika 5: Časovni potek tlaka in nivoja vode v prvem reaktorju Ref.[2] Podobno kot reaktor 1, je reaktor 2 pred potresom deloval na nominalni toplotni moč. Potek varnostnih ukrepov je bil enak kot pri reaktorju 1 z razliko dodatnega varnostnega sistema RCIC - Reactor Core Isolation Cooling System. Sistem ne rabi električne energije, saj črpalke poganja del pare direktno voden iz rektorske posode. Reaktor je bil zaradi tega veliko bolje hlajen, tudi po izpadu električne energije zaradi poplave cunamija. Problem pa so predstavljale črpalke za odvajanje zaostale toplote, ki so po prihodu cunamije tudi prenehale delovat. Sistem RCIC je deloval do 14.marca. Isti dan so s pomočjo gasilskih črpalk začeli pršeti morsko vodo po reaktorski zgradbi. Predvidevajo, da je bil reaktor brez hlajenja malo več kot šest ur. Tudi v tem reaktorju je prišlo do eksplozije, katere vzrok bi bil lahko vodik, čeprav to še ni potrjeno. Ta eksplozija ni vidno poškodovala reaktorske zgradbe. Posledica eksplozije pa so bile povečane doze v okolici reaktorja. Po teh incidentih so se tako kot v reaktorju ena odločili za neposredno vbrizgavanje najprej morske vode in nato sladke vode. Predvideva se, da je tudi v tem reaktorju prišlo do delnega taljenja 6
sredice, ki je sedaj ohlajena in predvidoma v veliki večini zbrana na dnu reaktorske posode in ne zgradbe. Reaktor številka 3 Slika 6: Časovni potek tlaka in nivoja vode v drugem reaktorju Ref.[2] Začetna situacija in nadaljnji dogodki so bili enaki kot pri reaktorju dva. Poleg tega so akumulatorji za zasilno energijo preživeli nepoškodovani poplavljanje cunamija tako, da so imel operaterji vsaj delni nadzora nad ventili in instrumentacijo sistema RCIC. Problem pa so bile tudi tu črpalke za odvajanje latentne toplote, ki toploto v končni fazi spustijo v morje. Po 20h delovanja RCIC sistema, so se akumulatorji izpraznili in sistem se je ugasnil. Nivo vode je padel in zagnal se je še en varnostni sistem, HPCI oziroma High-pressure coolant injection system. Sistem za delovanje potrebuje paro iz reaktorja, ki poganja črpalke ki hladno vodo pršijo po reaktorski posodi. Sistem se je ustavil zaradi znižanja tlaka v reaktorski posodi, kar pa je posledica puščanja nekje v sistemu HPCI. Tudi v tem reaktorju so bili primorani hladiti sredico z morsko in kasneje s sladko vodo. Reaktor je bil brez hlajenja skoraj sedem ur. V podobnem sosledju dogodkov je tudi v tem reaktorju prišlo do eksplozije vodika, ki je vodila do izpustov radioaktivnih izotopov v ozračje. Predvideva se, da je tudi v tem reaktorju prišlo do delnega taljenja sredice, ki je sedaj ohlajena na dnu reaktorske posode. 7
Reaktorji številka 4,5,6 Slika 7: Časovni potek tlaka in nivoja vode v tretjem reaktorju Ref.[2] Kot smo že omenili je bil reaktor številka štiri v remontu. Celotno sredico so prestavili v bazen za izrabljeno gorivo. Bazen je bil napolnjen do 97% svoje kapacitete in poln vode. Gorivo, ki je bilo prestavljeno v bazen za izrabljeno gorivo, je imelo veliko latentne toplote, ki bi jo morali ohlajati. Po izpadu energije se je zagnal eden od pomožnih dizelskih generatorjev, s katerim so preko RHR sistema hladili bazen za izrabljeno gorivo. 14. Marca je bilo hlajenje bazena za izrabljeno gorivo prekinjeno in voda v bazenu se je segrela na 84 C. Naslednji dan ja prišlo tudi v tem reaktorju do eksplozije vodika, ki je tja prišel preko prezračevalnih napeljav iz reaktorja številka 3. Prišlo je do nekaj manjših požarov, ki pa so se pogasili sami od sebe. Velik stropa in nekaj stenskih delov se je zaradi eksplozije in požara prevrnilo v bazen. Kljub velikim količina materiala v bazenu in poškodbah same zgradbe do resnejših poškodb bazena za izrabljeno gorivo ni prišlo. Reaktorja 5 in 6 nista bila huje poškodovana. Razlog zato je predvsem delujoči pomožni dizelski generator, ki je napajal oba reaktorja z električno energijo in omogočil hladno zaustavitev. 8
Sevanje in dozimetrija Pri tem seminarju nas bodo podrobno zanimale efektivne doze, ki jih je prejela populacija. Definirajmo zato nekaj količin in naštejmo nekaj številk, ki jih bomo v seminarju morali imeti vedno v mislih. Poznamo 4 vrste sevanj in sicer Po vrsti je to sevanje 4 2He, elektronov oziroma pozitronov, visokoenergijskih fotonov in nevtronov. Aktivnost neke snovi definiramo kot ( ) Kjer predstavlja razpadno konstant in gostoto jeder. Razpolovni čas je Definirajmo še absorbirano dozo in ekvivalentno dozo. Absorbirana doza se uporablja za merjenje akutnih oziroma takojšnjih učinkov sevanja. V energiji sevanja se upošteva tudi energija eksotermnih in endotermnih jedrskih reakcij, ki jih povzroča sevanje. Definicija absorbirane doze in hitrosti doze: Ekvivalentna doza meri biološke posledice sevanja potrebne za oceno stohastičnih oziroma zakasnelih učinkov sevanja. Enota ekvivalentne doze je Sievert. Za doze manjše od nekaj 10mSv ekvivalentno dozo definiramo kot: Kjer predstavlja utežni faktor, ki je za sevanje enak 1, za protone 2 in za ter cepitvene produkte 20. Za nevtrone pa ima utežni faktor energijsko odvisnost (slika 1). Kerma je vsota vseh začetnih energij vseh nabitih delcev, ki jih je povzročil nevtralen ionizirajoči delec deljena z maso vzorca. delce. Razlika z dozo je, da je doza prenos energije na snov, pri kermi pa gre za prenos na nabite 9
Slika 1:Utežni faktor za nevtrone v odvisnosti od energije v MeV Ref.[1] Ker ima sevanje na različne dele telesa različne vplive uvedemo še efektivno dozo na celotno telo, ki jo definiramo kot: Kjer je absorbirana doza sevanja R v tkivu T, utežni faktor za tkivo T in radiacijski utežni faktor. Utežni faktor za tkivo je predstavljen v Tabela 1: 0,01 0,04 0,12 0,08 Površina kosti Možgani Žleze slinavke koža Mehur Jetra Požiralnik Ščitnica Kostni mozeg Prsi Danka Pljuča Želodec ostalo Spolne žleze Tabela 1:Trenutni (2007) veljavni radiacijski utežni faktorji dobljeni iz empiričnih modelov Ref.[1] Za primerjavo si poglejmo še nekaj tipičnih številk letnih doz, ki nam bodo kasneje služile kot referenca za prejeto sevanje. Naravno ozadje povprečnega prebivalca na planetu je 2400 µsv na leto. To dozo prejmemo predvsem z vdihavanjem radona (1300 µsv), s hrano (300 µsv), kozmično sevanje (300 µsv) ter sevanje tal (500 µsv). Večjo dozo dobimo, če recimo obiščemo Postojnsko jamo (10 do 20 µsv), živimo na višji nadmorski višini (300 µsv) in z medicinsko diagnostiko (10 µsv - 800 µsv), do nekaj 10 msv za CT preiskave. Pri zdravljenju rakavih obolenj pa lokalne doze dosegajo več Sv (Gy) (1000 µsv -10000 µsv). Največja dovoljena doza, ki jo lahko prejmejo profesionalci, na primer delavci v NEK, je 20 msv. Radiacijska bolezen se pojavi pri dozah nad 0,5Gy do 1Gy. Definirajmo še smrtno dozo ( ) Ta številka nam pove akutno dozo sevanja, ki ubije 50% populacije v 60 dneh. Za računanje smrtnosti zaradi stohastičnih učinkov pa imamo še ICRP definicijo, ki pravi, da se za vsak sievert sevanja, ki ga prejme posameznik, poveča verjetnost za smrt zaradi raka ali levkemije za približno 5%. 10
Izpusti radioaktivnih snovi v okolje Preden začnemo s preračunavanjem efektivnih doz, ki jih je prejelo prebivalstvo si poglejmo celokupne izpuste radioaktivnih snovi v okolje. Tukaj nas zanima vsota prispevkov vseh štirih problematičnih reaktorjev. Meritev je bila izvedena že kmalu po nesreči s strani ameriškega DoE oz. Department of Energy. Rezultati, so bili objavljeni že 6. maja, torej slaba dva meseca po nesreči. Slika 8 nam prikazuje meritve hitrosti doz v µsv/h, ki so bile izvedene s pomočjo letalskih preletov nad kontaminiranim območjem. Slika 8: Meritev hitrosti doz Ref.[10] 11
Radiološke posledice Pri raziskovanju radioloških posledic in izmerjenih doz pridemo do ugotovitve, da med različnimi avtorji meritev prihaja do velikih razlik. Prvi problem je še vedno nekakšen tabu, ki ga predstavlja jedrska energija in z njim povezano sevanje, v laični publiki. Mediji znajo to dejstvo izkoristi in pogosto se številke narobe interpretirajo včasih pa celo ignorirajo in nadomestijo z nekimi fiktivnimi smrtnimi žrtvami. Za pregled efektivnih doz, ki jih je prejelo prebivalstvo, se bom tu naslonil na raziskave World Health Organization, saj so še najbolj objektivni. Tudi njihova metodologija je natančna ter dosledno razložena. Predstavil bom metodologijo in na kratko rezultate. Poročilo je bilo izdano v maju 2012, torej dobro leto po nesreči. Za računanje doz so uporabili tri tipe metodologij: Izpostavljenost zunanjim virom radionuklidov s tal Izpostavljenost zunanjim virom radionuklidov z zraka Izpostavljenost notranjim vdihnjenim virom radionuklidov z zraka Radiološki podatki so vzeti iz meritev, ki jih je opravilo japonsko ministrstvo za zdravje, delo in socialo za IAEA (Mednarodna agencija za atomsko energijo). Podatki so dostopni na spletu in so navedeni med viri. Podatki so dani za omejeno število radionuklidov, a so ti krivi za veliko večino celotne doze. Radionuklidi, ki so bili obravnavani v tej raziskavi so 131 I, 132 I, 132 Te, 134 Cs, 136 Cs, 137 Cs in 140 Ba. Poglejmo si sedaj model, ki so ga uporabili za določanje izpostavljenost zunanjim virom radionuklidov s tal: ( ) ( ) ( ) konstanta, ( ) ( ) ( ) ( ) ( ) je efektivna doza. Indeks m gre po vseh deponiranih radionuklidih, je razpadna je koeficient hitrosti doze med površinsko gostoto aktivnosti in kermo v prostem zraku ( ). je površinska gostota radionuklida m na tleh. je redukcijski faktor za populacijo i, na japonskem je enak 0,6. je sorazmernostni faktor, ki je neodvisen od časa in prostora in nam daje povezavo med kermo v prostem zraku in efektivno dozo. Njegova velikost je med 0,75Sv/Gy in 0,90 Sv/Gy. ( ) je časovno odvisna atenuacija. Model, ki so ga uporabili za izpostavljenosti zunanjim virom radionuklidov iz zraka: ( ) 12
Poleg že zgoraj opisanih parametrov imamo še, ki je celotna deponirana hitrost radionuklida m za specifične vremenske in reliefne pogoje. je koeficient med hitrostjo doze za semi - infinitezimalen volumen vira v zraku in kermo v prostem zraku. Model, ki so ga uporabili za izpostavljenost notranjim vdihnjenim virom radionuklidov z zraka zgleda podobno in sicer: ( ) Faktor nam predstavlja hitrost dihanja neke populacije i, je koeficient efektivne doze za neko populacijo i in radionuklid m. Doze na Japonskem in po svetu V rezultatih zgornjega modela je razvidno, da so bile efektivne doze na prebivalca zanemarljive. Tabela 2 nam prikazuje območja prejetih efektivnih doze na prebivalca za tri različne starostne skupine za nekaj mest v pokrajini Fukušima, sosednjih pokrajinah, ostalo japonsko in na svetovni skali. Vse doze iz tabele 2 so vsaj za 1 red velikosti premajhne, da bi povzročile radiacijsko bolezen. Preostanejo le stohastični učinki sevanja. Tabela 2: Efektivne doze na japonskem in po svetu Ref.[8] 13
Zaključek Kljub temu, da so mediji predstavili nesrečo v Fukušimi kot dogodek s katastrofalnimi posledicami za celoten svet vidimo, da številke govorijo drugačno zgodbo. Posledice so hude - po številu smrtnih žrtev je verjetno zaradi evakuacije umrlo več ljudi kot jih bo zaradi sevanja, a gmotna in socialna škoda je ogromna. V seminarju sem predstavil celosten potek nesreče v Fukušimi in njene posledice za splošno japonsko in svetovno populacijo. Izpustil sem učinke sevanja na delavce, ki so razumljivo prejeli večje efektivne doze, a tudi med njimi ni prišlo do pojava radiacijske bolezni niti do smrtnih žrtev. Mogoče bi bilo na tem mestu treba omeniti še stohastične učinke, ki pa so zelo nepredvidljivi za napovedi. Lahko se upremo le na ICRP definicijo, ki sem jo omenil že v enem izmed prejšnjih poglavij: ''Za vsak sievert sevanja, ki ga bo prejela populacija, bo umrlo 5% ljudi za stohastičnimi posledicami sevanja''. Po tej definiciji bo med vsemi delavci, ki so bili udeleženi pri intervenciji, umrlo dodatno približno 5 ljudi. Med prebivalci Japonske bo v naslednjih desetletjih verjetno med nekaj 10 in nekaj 100 dodatnih smrti zaradi raka in levkemij, kar je ob dejstvu, da zaradi raka umre skoraj 1/3 populacije razvitih držav razmeroma majhna številka, ki jo bo statistično izredno težko zaznati. Nesreča v Fukušimi je bila posledica spleta dogodkov in nekaj nepremišljeno postavljenih ključnih komponent jedrske elektrarne. V to smo lahko prepričani saj je nuklearna elektrarna Fukušima Daiini, ki je oddaljena le nekaj kilometrov, potres in cunami preživela relativno nepoškodovana. Kljub temu pa je posledica nesreče z vidika odnosa do jedrske energije ogromna. Poleg obsežne analize jedrske varnosti in tveganj je prišlo tudi do nazadovanja tako imenovane ''nuklearne renesanse''. Samo čas pa bo povedal, če bodo ljudje sprejeli jedrsko energijo kot varen in čist način pridobivanja električne energije. 14
Viri 1. http://www.tokyotimes.com/2012/only-two-nuclear-reactors-running-in-japan/ (12.11.2012) 2. http://www.iaea.org/newscenter/focus/fukushima/japan-report/ (12.11.2012) 3. F. Cvelbar, Merjenje ionizirajočega sevanja, DMFA, Izbr. pogl. fiz. 40, 2003 4. F. H. Attix, Introduction to radiological physics and radiation dosimetry, Wiley-VCH, 2004 5. http://www.world-nuclear.org/info/inf79.html (13.11.2012) 6. http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/review/words-e.html (13.11.2012) 7. http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/teachers/03.pdf (13.11.2012) 8. Preliminary dose estimation from the nuclear accident after the 2011 Great East Japan Earthquake and Tsunami, World health organization, 2012 9. http://www.world-nuclear.org/info/fukushima_accident_inf129.html 10. http://energy.gov/situation-japan-updated-8312 (13.11.2012) 11. ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103. Ann. ICRP 37 (2-4) 12. http://en.wikipedia.org/wiki/bwr (25.11.2012) 15