A valószínűségi biztonsági elemzés az atomerőművek - és más veszélyes ipari berendezések - biztonságának megítélésében egyre nagyobb szerepet játszik. Az Egyesült Államokban lényegében elkészült a NUREG-1150 jelentés, amely öt különböző típusú atomerőmű részletes valószínűségi elemzését tartalmazza. Ez az óriási erőfeszítéssel készített jelentés mintegy felváltja a Rasmussen-jelentést (WASH-1400), amely meghatározó szerepet játszott a valószínűségi biztonsági elemzések elterjedésében. A valószínűségi biztonsági elemzések vizsgálják az egyes berendezések megbízhatóságát, az üzemzavarok és balesetek kiváltó eseményeinek valószínűségét. A folyamatokat leíró determinisztikus vizsgálatok alapján végső soron meghatározzák a zónaolvadás és a baleseti aktivitás-kibocsátás valószínűségét. Az elemzések kiterjednek a következményekre is, meghatározhatók a súlyos balesetek következtében fellépő többlet-halálozások és megbetegedések valószínűségei is.

Az e tárgyban elhangzott előadások szerint a mai alaposabb valószínűségi elemzések lényegesen alacsonyabb értékeket szolgáltatnak a zónaolvadási és az aktivitás-kibocsátási valószínűségekre, mint korábban. Ennek oka elsősorban abban keresendő, hogy a korábbiak során bizonyos információk hiányában konzervatív becslésekre hagyatkoztak. A modern módszerek már nemcsak a becsült valószínűségeket, hanem azok sűrűségfüggvényét is használják. A NUREG-1150 elemzésből kapott zónaolvadási és aktivitás-kibocsátási valószínűségek értéke szinte olyan alacsony, mint amilyen értékeket a tervezők az új konstrukcióktól remélnek. Ezek az értékek a társadalmilag elfogadhatónak ítélt kockázatok szintjén vannak (feltételezve, hogy a nukleáris energiatermelésnél is van olyan kicsiny nem zérus kockázat, amelyet a társadalom hajlandó vállalni).

A valószínűségi biztonsági elemzés fő jelentősége nem abban a passzív szerepben van, hogy bizonyos kockázati értékeket segítségével meg lehet határozni, hanem az elemzés aktívan befolyásolhatja egy-egy atomerőmű biztonságának növelését célzó intézkedéseket. A valószínűségi biztonsági elemzés révén megállapítható, hogy az atomerőmű biztonságának melyek a viszonylag gyenge pontjai. Kideríthetők olyan esemény-sorok, amelyekben egy közös ok (pl. tűz) több kedvezőtlen hatást indukál (pl. egyes védelmi berendezések működésképtelenné válnak). A gyenge pontok kiderítése után hozott megfelelő biztonságnövelő intézkedések a kockázatot egy-két nagyságrenddel csökkenthetik. Ráadásul, a valószínűségi biztonsági elemzés a kockázatra vonatkozó információ pontosságát is jelentősen megnöveli. Az intézkedések nem feltétlenül műszaki jellegűek és nem feltétlenül költségesek, egyes esetekben pl. lényeges lehet az operátori beavatkozásokra vonatkozó utasítások megváltoztatása.

A valószínűségi biztonsági elemzések Magyarországon is megkezdődtek, mind a Paksi Atomerőmű, mind a KFKI Kutatóreaktor vonatkozásában. El kell ismerni, hogy a VVER-reaktorokra ilyen elemzések korábban nem történtek, így ebben az irányban további komoly erőfeszítéseket érdemes tenni, mert ilymódon nagy mértékben fokozni lehet az erőművek biztonságát.

A következő témakör a súlyos balesetek elemzése. Arról van szó, hogy az atomerőmű tervezése során korábban szokás szerint egy tervezési balesetből indultak ki és az erőművet erre méretezték (ennek bekövetkezésekor nem történik baleseti aktivitás-kibocsátás a környezetbe). A biztonsági analízisnek be kellett mutatnia, hogy az egyes üzemzavarok nem vezetnek a tervezési balesetnél súlyosabb következményekre. Ugyanakkor azokról a balesetekről, amelyek a tervezési balesetnél súlyosabb következményekkel járnának, be kellett látni, hogy vagy rendkívül ritkán, vagy egyáltalán nem fordulhatnak elő. A Three Mile Island erőműben 1979-ben bekövetkezett egy baleset, amely ugyan nem járt aktivitás-kibocsátással, de amelynek bekövetkezési lehetőségét a tervezés során nem vették figyelembe. Ez új biztonsági koncepció bevezetését eredményezte. Azóta az elemzések kiterjednek valamennyi üzemzavari és baleseti helyzetre, beleértve az ún. tervezésen túli vagy súlyos balesetekre is.

A súlyos baleseti elemzések során megvizsgálják a teljes zónaolvadási folyamat lefolyását, az olvadék kölcsönhatását a betonnal, a konténment viselkedését különböző körülmények között, stb. A vizsgált folyamatok igen bonyolultak, és meglehetősen kevés kísérleti tapasztalat állt rendelkezésre. Az Egyesült Államokban és más országokban azóta igen költséges kísérleteket végeztek, feltárták a Three Mile Islandben bekövetkezett zónaolvadás következményeit és számítógépi modelleket is kifejlesztettek.

Magyarországon is folynak súlyos baleseti kutatások. Részben a nagy nyugati kísérleti berendezéseken kapott eredményeket elemzik, részben kisebb volumenű saját kísérleteket is terveznek VVER-specifikus kérdések megválaszolására, főképp pedig a számítógépi modelleket adaptálják a VVER-reaktorok körülményeire.

A súlyos balesetek elemzése a valószínűségi biztonsági elemzések egy részének determinisztikus hátterét képezi. A folyamatok mind jobb megismerése feltétlenül szükséges ahhoz, hogy a kis valószínűségű, de nem teljesen kizárható baleseti helyzetekben a balesetek elkerülhetők, vagy következményeik csökkenthetők legyenek.

Az atomerőművek biztonságának fontos összetevője a reaktoroperátorok megfelelő magatartása, megbízható, szakszerű viselkedése. Ennek elősegítését több olyan tényező szolgálja, amelyekről a szeminárium során is szó esett.

Az egyik tényező az üzemzavari és balesetkezelési utasítások rendszere. Az üzemzavarok levezetése és a balesetek elkerülése általában operátori beavatkozásokat is szükségessé tesz. Az utasítások korábban esemény-alapúak voltak, azaz az operátoroknak fel kellett ismerniük, hogy a tapasztalt rendellenességek milyen okra vezethetők vissza, melyik eseménysor következett be. Ezek után végre kellett hajtaniuk a megfelelő utasításokat. Ez a módszer több szempontból kritizálható. Egyrészt nem garantálható, hogy az operátorok helyesen ismerik fel a lejátszódó üzemzavar természetét, másrészt az esemény-alapú utasítás-rendszerek nem tételezik fel, hogy az operátori beavatkozás sikertelen vagy téves lesz. Ilyen okok miatt az utóbbi időben terjedőben vannak az ún. szimptóma-alapú utasítás-rendszerek. Ezek nem tételezik fel feltétlenül a folyamat felismerését, hanem az operátor számára rendelkezésre álló információ, vagyis a kijelzések tetszőleges rendellenessége alapján tartalmaznak utasításokat.

A szimptóma-alapú utasítás-rendszerek megvalósításában fontos szerepet játszanak az ún. baleseti képernyők. Ezek azokat a legfontosabb paramétereket jelzik az operátorok számára, amelyek alapján a különböző beavatkozások szükségessége eldönthető. A beavatkozások nem szükségképpen gyorsak, pl. súlyos balesetek bekövetkezése esetén egyes folyamatok órás vagy napos időskálán játszódnak le (különösen kedvező a helyzet ilyen szempontból a VVER-típusú atomerőművekben a rendelkezésre álló nagy vízmennyiség és a vastag falak miatt.)

Igen lényeges tényező az operátorok képzése és rendszeres tréningje. Ezt a célt szolgálják a teljes léptékű tréningszimulátorok, amelyek tartalmazzák a teljes vezénylőhelyiség másolatát, de a kijelzéseket nem a mérési adatok, hanem egy számítógépes modell szolgáltatja. A szimulátoron tetszőleges üzemzavari és baleseti folyamatok lejátszhatók. Az operátorcsoport megfelelő képzést kap olyan helyzetekre, amelyek viszonylag gyakoriak, de olyanokra is, amelyek remélhetőleg az erőmű egész élete során egyszer sem fordulnak elő. A Paksi Atomerőmű szimulátora nagyon jó benyomást tett az amerikai vendégekre (csakúgy, mint bármely más látogatóra). Az utóbbi időben olyan érdekes vizsgálatok kezdődtek az Egyesült Államokban, amelyek révén az operátorcsoportok helyes és helytelen beavatkozásainak statisztikájára lehet következtetéseket levonni. Ez fokozza majd a valószínűségi biztonsági elemzések szavahihetőségét is.

Míg az előadások az üzemzavari és baleseti folyamatok és az operátori tevékenység elemzésével foglalkoztak, természetesen a biztonsági cél a megelőzés, nem az elemzés. Amint mondani szokás, a biztonságot nem "beleanalizálni", hanem beleépíteni kell a reaktorba. Ilyen értelemben foglalkoztak új terveikkel két nagy cég, a Westinghouse és a CANDU képviselői is.

A két utolsó előadás a csernobili baleset magyarországi következményeivel foglalkozott. Az előadásoknak szomorú aktualitást adott az a tény, hogy rájuk a baleset ötödik évfordulóján került sor. Az előadásokból kiderült, hogy a csernobili baleset következtében a hazai egészségügyi hatások viszonylag kicsik voltak. A lakosok átlagosan a természetes háttérsugárzásnak összesen két-három hónapi többlet-adagját kapják egész életük során, vagyis 50 év alatt a növekmény néhány ezrelék. A baleset miatti rákos halálozások száma Magyarországon összesen legfeljebb 200-550 lehet 50 év alatt, ami az évi 28000 rákos halálozással összevetve kimutathatatlan. Az amerikai résztvevők egy része jelen volt az áprilisban Párizsban rendezett francia-szovjet-amerikai találkozón, amelyet a csernobili katasztrófa évfordulójára rendeztek, egyesek pedig Csernobilban is jártak. Két megjegyzésüket érdemes talán itt is megemlíteni. Az egyik az, hogy a balesetelhárítási munkálatok során alkalmazott nagy mennyiségű ólom, amelyet helikopterről a reaktor maradványaira dobtak, súlyos környezeti károkat okozott. A másik az, hogy azok a statisztikai adatok, amelyek szerint ez vagy az a megbetegedés, születési rendellenesség, stb. jelentősen megnövekedett a térségben, nem hihetőek, mivel a Szovjetunióban elfogadható egészségügyi statisztikák korábban nem léteztek.

Természetesen a szeminárium résztvevői egyáltalán nem kívánták lebecsülni a csernobili baleset jelentőségét és következményeit, hiszen tevékenységük nagy része - mint azt az előadások is bizonyították - éppen az atomenergia békés hasznosítása biztonságának fokozására irányul.

Az előadások színvonalát a résztvevők magasra értékelték. Az előadásokon kívül két alkalommal általános diszkusszióra is sor került.

Az amerikai delegátusok és néhány magyar résztvevő április 24-én Paksra látogattak. A látogatás kitűnően sikerült (a szervező Simon Péter igazgató, az MNT alelnöke volt). A látogatás során bemutatták az erőművet, rövid előadások hangzottak el és számos kérdést megvitattak. Az amerikai delegátusok igen pozitívan nyilatkoztak benyomásaikról.

A szeminárium befejezéseként a két társaság elnöke sajtóértekezlet keretében értékelte a szemináriumot és válaszolt a feltett kérdésekre. A szeminárium sajtóvisszhangja kedvező volt.

(az elhangzás sorrendjében)

L. Vöröss (Villamosenergiaipari Kutató Intézet): Safety of VVERs as Seen in Hungary
T. Speis (Nuclear Regulatory Commission): Reactor Safety in the United States
B. J. Garrick (PLG Inc.): Summary of PSA Lessons Learned
W. R. Johnaon (University of Virginia): The Utilization of Probabilistic Risk Analyses in NPP Licensing Hearings
F. Harper (Sandia National Laboratory): NUREG-1150: PSA for Five U. S. Plants
E. Warman (Stone & Webster): Review of NUREG-1150
L. Maróti (Központi Fizikai Kutató Intézet), Zs. Téchy (Villamosenergiaipari Kutató Intézet): Severe Accident Analysis in Hungary
R. Hobbins (Idaho National Engineeaing Laboratory): Fission Product Releases from Fuel
R. Henry (Fauske & Associates Inc.) Accident Progression and Accident Management
P. Trampus (Paksi Atomerőmű Vállalat): Radiation Damage of Pressure Vessels in the Paks NPP
G. Desaedeleer (Westinghouse): Use of PSA in the Design of AP600 Safety Features
P. Allen (AECL CANDU): Safety Features of CANDU Design
V. Joksimovich (Accident Prevention Group): Human Reliability and Accident Prevention
M. Levenson (VP Bechtel International): The Safety Objective is Prevention Not Analysis
E. Holló (Villamosenergiaipari Kutató Intézet): Use of PSA for Safety Management
P. Walsh (General Public Utilities Nuclear): Operator Aids for Accident Prevention and Mitigation at Three Mile Island
L. Womack (Pacific Gas & Electric Co.): Accident Management Procedures and Philosophy at Diablo Canyon
L. B. Sztanyik (Országos Fréderic Jolio-Curie Sugárbiológiai és Sugáregészségügyi Kutató Intézet): Health Consequences of the Chernobyl Accident in Hungary
I. Fehér (Központi Fizikai Kutató Intézet): Environmental Radiation Monitoring in Hungary