A PAKSI ATOMERŐMŰ BIZTONSÁGÁÉRT

Gadó János
KFKI-AEKI

A paksi atomerőmű a magyar villamosenergia-termelés több, mint 40%-át adja. Az erőmű négy darab, egyenként 440 MW-os elektromos teljesítményű reaktorral üzemel. A szovjet tervezésű erőmű biztonsága áll a KFKI Atomenergia Kutatóintézet (AEKI) kutatásainak homlokterében. E kutatásokban legfontosabb hazai partnerünk a Villamosenergiaipari Kutatóintézet. (VEIKI). Az előadás a kutatások tárgyát és néhány eredményét mutatja be. Voltaképpen arra kíván választ adni, hogy mit nyújthat a tudományos kutatás a társadalom számára az atomerőmű biztonságossá tételével összefüggésben.

Biztonság jelenti mindazokat a vonásokat, amelyek kielégítik a társadalom tagjainak azon elvárásait, hogy életük (és utódaik élete) során az adott létesítmény ne okozzon semmilyen olyan káros hatást, amelynek elhárításával törődni kell. Adott esetben az atomerőmű biztonságát lényegében két szempontból kell vizsgálni.

Az egyik szempont tervezési biztonság: az erőmű úgy legyen tervezve és megépítve, hogy sem normál üzemben, sem üzemzavarok és balesetek során radioaktív anyagok ne kerülhessenek meg nem engedett mértékben a környezetbe. A tervezésnek és a megvalósításnak azt is biztosítania kell, hogy a villamosenergia termelése zavartalanul folyhasson az erőmű teljes élettartama során. A tervezési biztonsággal kapcsolatos alapvető dokumentum a Biztonsági jelentés, amelynek üzemzavar-elemzési része az AEKI kompetenciája.

Másik szempont az üzemeltetési biztonság. A tervezés adta biztonságon túlmenően az is elváratik, hogy az erőművet olyan előírások és szabályzatok szerint üzemeltessék, amelyek kizárják, hogy az emberi beavatkozások jelentős problémákat okozhassanak. E témakörhöz tartozik a Műszaki Üzemeltetési Szabályzat, a Kezelési Utasítások, valamint az emberi tényező szerepére és az ember-gép kapcsolatra vonatkozó vizsgálatok. A jogi helyzet Magyarországon tisztázott, így a társadalom megfelelő jogi normák szerint megítélheti, hogy az erőmű számára kellően biztonságos-e, másrészt a felmerülő biztonsági kérdések megoldása megfelelő jogi keretek között történhet. A jogi rendszer tisztázza az erőmű és a hatóság felelősségét. A jogi keretek közül a legfontosabbak az Atomtörvény és a Nukleáris Biztonsági Szabályzat.

Az AEKI egyik fontos tevékenysége a paksi atomerőmű biztonságával kapcsolatban a biztonsági elemzések elvégzése. A biztonsági elemzésekben determinisztikus és valószínűségi megközelítést egyaránt alkalmazni kell. A determinisztikus üzemzavar elemzéseket elsősorban az AEKI, a valószínűségi elemzéseket elsősorban a VEIKI végzi.

A determinisztikus elemzések célja a folyamatok lejátszása az arra alkalmas számítógépes modellben egy meghatározott kezdeti eseménytől a végállapotig és annak megállapítása, hogy a végállapot kellően biztonságos-e. Jelenleg még sehol sem alkalmaznak egyetlen egybefüggő nagy számítógépes modellt, mivel a vizsgálandó folyamatok jellege egymástól meglehetősen eltérő, azokban más és más fizikai jelenségek dominálnak.

Egyes fizikai jelenségek első elvekből következően modellezhetőek. Ilyenek a reaktorfizikai jelenségek, azaz a kritikusság időfüggésének a meghatározása, a neutronfluxus-eloszlás térbeli és időbeli változása. Ugyancsak nagy pontossággal követhető a kiégési folyamat, azaz a fűtőelemek izotópösszetételének a változása a hasadások és az egyéb magátalakulások következtében.

Más jelenségek leírásában nagy szerepet játszanak a fenomenologikus modellek. Ide tartoznak a termohidraulikai, azaz hőfizikai és hűtőközeg-áramlási jelenségek. Tekintettel arra, hogy a reaktorok primerkörében a hűtővíz mintegy 125 bar nyomáson, körülbelül 300 °C hőmérsékleten kering, a termohidraulikai jelenségek fontosabb szerepet játszanak az erőmű biztonságában, mint a reaktorfizikai folyamatok.

Rendkívül komplex és nehezen leírható jelenségek játszódnak le a fűtőelempálcák belsejében, ahol a hasadási gázok keletkezése, valamint a hőfizikai jelenségek miatt a fűtőelem-tabletta és a burkolat anyagi paraméterei folyamatosan változnak. Nagy pontossággal követhető a radioaktív anyagok keletkezésé, de hogy azok hogyan kerülnek ki a fűtőelem-tablettából a tabletta és a burkolat közti gáztérbe, a burkolat sérülése esetén a primérkörbe, a primérkör sérülése esetén az azt határoló záró burkolat, és annak szivárgásán, vagy sérülésén keresztül a környezetbe: az bizony nagyon nehezen modellezhető.

Az egyik legbonyolultabb folyamat az acélból készült reaktortartály sugárkárosodása. E tekintetben ma is születnek új tudományos eredmények. A reaktortartály a berendezés olyan komponense, amelynek semmiképpen sem szabad megsérülnie, és ez a leglényegesebb cserélhetetlen elem, következésképp fontos szerepet játszik mind a biztonság, mind a várható élettartam megítélésében. Az elemzések elsősorban annak a megállapítására irányulnak, hogy vajon az egyes üzemzavari/baleseti folyamatokban a tartály ridegtöréssel szemben megfelelő tartalékkal rendelkezik-e.

A fenomenologikusan modellezett folyamatok közül említésre érdemes még a záróburkolat (konténment). Ez a szerkezet, amely utolsó gátnak tekinthető a radioaktív anyagok és a környezet között, nem játszik szerepet a reaktor normál üzeme során. Üzemzavarok és balesetek esetén azonban lényeges, hogy látja el nyomáscsökkentő és radioaktív anyagokat visszatartó funkcióját.

A fenti modellek nagyméretű számítógépi programrendszereket alkotnak. Ezeket a programrendszereket lehet használni a reaktorzónák minden évben szükséges átrakásának, az éves üzemeltetésnek, a fűtőelemek viselkedésének tervezéséhez, a reaktortartály sugárkárosodásának és az anyagtulajdonságok ebből eredő megváltozásának a becsléséhez, valamint a lehetséges üzemzavarok elemzéséhez. A paksi atomerőmű biztonságával kapcsolatban használt programrendszerek egy része saját fejlesztésű (KARATE zónatervezési program, KIKO3D térfüggő reaktorkinetikai program), más része külföldről behozott és adaptált program.

Érdemes megjegyezni, hogy a biztonságra vonatkozó programrendszerek a fizikai folyamatok tekintetében mindig a lehető legrealisztikusabb, a legújabb ismereteknek megfelelő modelleket tartalmazzák. A szükséges konzervativizmust a kezdeti-, és peremfeltételekre vonatkozó adatoknak a biztonság szempontjából lehető legkedvezőtlenebb megválasztásával kell biztosítani. Az egyes folyamatok így elvégzett elemzése során ki kell mutatni, hogy a folyamat megfelelően biztonságosan játszódna-e le. Ezt akkor tekintjük igazoltnak, ha a számítások a szabályzatokban meghatározott elfogadási kritériumok határértékein belül eső eredményeket adnak. E kritériumok, határértékek azonban maguk is a kutatás tárgyát képezik. A kritériumok megalapozása nagyon nehéz kísérletek alapján történik, amelyeket általában nem Magyarországon végeztek el és nem mindig alkalmazhatóak közvetlenül a szovjet tervezésű reaktorokra. A kritériumok finomítása ma is folyik, a paksi atomerőműre alkalmazható kritériumok kimunkálásában magyar kutatók is részt vesznek.

A valószínűségi biztonsági elemzések hasznosan egészítik ki a determinisztikus elemzéseket. Ezek célja a lehetséges folyamatok kockázatának a becslése. A kezdeti események bekövetkezési valószínűségének, a biztonsági funkciójú rendszerek hibafáinak, a személyzet tévedéseinek és a folyamatok lezajlását bemutató eseményfáknak az értékelése alapján az erőműről, egy olyan komplex kép adható, amelynek alapján kimutatható, hogy az erőmű biztonságában mely eseményláncok, mely kezdeti események, mely rendszerek meghibásodásai játsszák a legnagyobb szerepet. Ezekre a kérdésekre lehet azután az operátorok képzését irányítani, ezekre lehet az esetleges biztonságnövelő intézkedéseket kidolgozni.

A valószínűségi elemzéseknek három szintjét különböztetjük meg. Az első szint a blokkban zajló eseményeket az esetleges zónaolvadásig követi. A második szint a nagy kibocsátások esélyét mérlegeli. Végül a harmadik szint a lakosság és a környezet kockázatait értékeli. Ahogy más országokban, a paksi atomerőműnél is jelenleg az első szintnek megfelelő mérlegeléseket használják. Készül a második szintű értékelés is, de erre (elsősorban a záróburkolat speciális bonyolultsága miatt) még néhány évig várni kell.

Az eddigiekben bemutatott elemzési tevékenység végzése csak nagy szakmai és műszaki felkészültséggel lehetséges. Az elemzési eszközök készítése, azaz a folyamatok modellezése, illetve az elemzések elfogadási kritériumainak a számszerű pontosítása tudományos kérdés. Az elemzések elvégzése persze egy arra alkalmas tervező intézetben is megtörténhet, ahogyan az a valószínűségi elemzések tekintetében (VEIKI) valóságosan is történik. Ugyanakkor nem lehet eléggé hangsúlyozni annak fontosságát, hogy a biztonság értékelését egy olyan intézet végzi, amely az MTA kutatóintézeti hálózatának részeként a társadalom számára elfogadhatóan objektív.

A tudományos kutatás fentiekhez csatolódó fő terepe a kísérletes tevékenység. Az AEKI-ben kezdettől fogva nemzetközileg is számottevő kísérletek folytak. A kísérletek célja mindig kettős: a számítógépes modellek kísérleti ellenőrzése (kódvalidáció) és a fenomenologikus modellek paramétereinek a meghatározása. Ezek közül a munkák közül itt a következőket emeljük ki.

Az AEKI-ben 1972 és 1990 között működött a ZR-6 kritikus rendszer. Ez a zérus teljesítményű kis reaktor a VVER azaz Vízzel moderált, Vízzel hűtött Energetikai Reaktor (az az orosz tervezésű ilyen reaktorok kódneve) reaktorrácsok fizikai modelljeinek kísérleti ellenőrzésére szolgált. A nemzetközi kutatócsoport által elért eredményeket a külföld ma is igen magasra értékeli, az egész világban ezeket az eredményeket használják a különböző reaktorfizikai programrendszerek VVER-reaktorokra történő validációjához. Az eredményeket használja az OECD Nukleárisenergia Ügynöksége (NEA) által kiadott "Criticality Safety Benchmark Book", ami a szakma legmagasabb elismerése. Mellesleg (?!) az eredmények a paksi számítások validációjára is szolgálnak, nem beszélve arról, hogy a mai paksi és budapesti reaktorfizikus generáció a ZR-6 méréseken nevelkedett.

Az AEKI másik nagy tekintélyű kísérleti berendezése a PMK-2 termohidraulikai berendezés. Ez a berendezés szintén hosszú múltra tekinthet vissza, elődje, az NVH berendezés ugyancsak 1972-ben létesült. A PMK-2 a paksi atomerőmű primérkörének csőhálózati modellje. Axiálisan egy az egyben modellezi a folyamatokat, de vízszintes irányban természetesen a modell jóval kisebb léptékű az eredetinél (az arány 1:2000). A berendezésen olyan integrális méréseket lehet lebonyolítani, amelyek eredményei jól átvihetőek a paksi erőműre. A mérések egy része kódvalidációs célokat szolgál, segítségükkel lehet a termohidraulikai rendszerkódokat ellenőrizni VVER-specifikus körülmények között. E mérések megint csak jól ismertek a nemzetközi szakmai körökben: minden olyan cég, amely VVER-specifikus termohidraulikai elemzéseket akar végezni, e méréseket használja számításai ellenőrzésére. A mérések más részében olyan problémák vizsgálatára került sor, amelyek a paksi atomerőmű üzeme során keletkeztek. E méréseknek kézzelfogható gyakorlati következményei voltak, például ki lehetett mutatni, hogy egy költséges szovjet-finn átalakítási javaslat felesleges beavatkozást jelentett volna a primérköri csőhálózatba. A mérések harmadik része a fenomenologikus modellek megalapozására irányil. Ilyen mérések zajlottak például a természetes cirkuláció vonatkozásában, ami a VVER-berendezésekben a gőzfejlesztő vízszintes kialakítása miatt másképp jellemezhető, mint a nyigati reaktorokban, ahol függőleges a gőzfejlesztő. A jövőben munkánkat az ilyen típusú mérésekre szeretnénk koncentrálni.

A harmadik fontos kísérletes terület a fűtőelem viselkedése: Ezek a kísérletek a kilencvenes évek elején kezdődtek. Az orosz fűtőelemek burkolatanyaga más cirkóniumötvözetből készült, mint a nyugatiaké. A kísérleti eredmények részben az elemzések elfogadási kritériumai, részben a számításokban felhasznált fenomenologikus modellek szempontjából fontosak. Az anyagok különbözőségének következményei ma is kutatások tárgyát képezik. E kutatásokban a mi eredményeink is elismerődnek. A CODEX berendezésen a zónaolvadási folyamat részleteit vizsgálhatjuk, persze inaktív körülmények között.

A kísérleti munkában ki kell emelni a nemzetközi együttműködések szerepét. Már volt szó eredményeink nemzetközi felhasználásról. Ez jó alapot teremtett arra, hogy a PMK-2 és a CODEX berendezés egyes méréseit az Európai Unió a PHARE program keretében finanszírozza. Várható, hogy a méréseink az EU 5. keretprogramban is fontos szerephez jutnak. Természetesen tudatában vagymk annak, hogy fontos mérési információkat csak nemzetközi együttmííködésekben tudunk beszerezni. Így az intézet tagja az OECD NEA mindkét kísérletes programjának, amelyek bázisa a norvégiai Haldenben lévő reaktor (fűtőelemviselkedési mérések és ember-gép kapcsolati technikák fejlesztése), illetve a Kurcsatov Intézetben működő Raszplav berendezés (zónaolvadási mérések). Újra erősítjük kétoldalú kapcsolatainkat azokkal az orosz intézetekkel (Kurcsatov Intézet, Bocsvar Intézet), amelyek a biztonság területén olyan kísérleti eredményekkel rendelkeznek, amelyek korábban számunkra nem voltak hozzáférhetőek.

Az üzemeltetési biztonsággal kapcsolatos eredményeinkkel kapcsolatbán érdemes kiemelni, hogy Magyarország már a paksi atomerőmű létesítése során felismerte a szovjet tervezés gyengeségeit az ember-gép kapcsolat és általában az emberi tényező területén, és intézkedéseket is tett e gyengeségek kiküszöbölésére. Ezek az intézkedések nagy szerepet játszanak abban, hogy a paksi atomerőművet sokan a legjobb szovjet tervezésű atomerőműnek tartják.

Az AEKI egyik fontos eredménye volt a VERONA zónamonitorozó rendszer létrehozása. Ez a rendszer együtt korszerűsödik a számítástechnika és a reaktoros ismeretek korszerűsödésével, az üzemeltető személyzet számára részletes és jól feldolgozható információt ad a reaktor állapotáról. A Paksi Atomerőmű munkatársai részéről érkező visszacsatolás lehetővé tette, hogy a VERONA az egyik legáltalánosabban használt információforrás legyen. A VERONA alkalmasnak bizonyult kisebb üzemzavarok korai detektálására is.

Annak idején a Three Mile Islandben bekövetkezett súlyos baleset vizsgálata vezetett az Egyesült Államokban arra a felismerésre, hogy a személyzet szinten tartó képzését feltétlenül teljesléptékű szimulátorokon kell végezni, amelyek lehetővé teszik, hogy a szinte sohasem bekövetkező üzemzavarok során szükséges teendőket az operátorok a vezénylő terem valóságos körülményei között gyakorolják (mint az űrhajósok és a pilóták teszik). A Paksi Atomerőmű és a magyar kormányzat már a nyolcvanas években (Kelet-Európában elsőként) lehetővé tette a teljesléptékű szimulátor megvalósítását. A szimulátor fővállalkozója egy finn cég volt, de a fejlesztésben részt vettek a Paksi Atomerőmű Rt és az AEKI szakemberei is. A rendkívül jól bevált szimulátor "belseje" idők folyamán jelentős fejlődésen ment át: a modellrendszer kicserélődött a modellezett jelenségek köre jelentősen kibővült, számítógépek cseréje pedig lehetővé tette a védelmi rendszer részletes modellezését is. Ezeket a fejlesztéseket az AEKI végezte, így a ma működő szimulátor szinte teljes egészében az AEKI eredményének tekinthető.

Az AEKI-ben most folyik egy a fentiekhez hasonló jelentőségű fejlesztés. Az erőmű korszerűsíti Üzemzavarelhárítási Kezelési Utasítását, és a nemzetközi irányzatnak megfelelően az esemény-orientált rendszerről áttér az állapot-orientált rendszerre. Korábban az üzemzavarelhárításnak előfeltétele volt, hogy az operátorok felismerjék az üzemzavar okát, a most készülő rendszerben ennek híján is el fognak tudni igazodni a teendők tekintetében, pusztán a berendezés állapotára vonatkozó információk alapján. Az AEKI elemzésekkel és oktatási anyagok készítésével vesz részt az új kezelési utasításnak a kidolgozásában, de ennél fontosabb, hogy az AEKI dolgozza ki a PIaSMA rendszert, amely a kritikus biztonsági funkciókat monitorozza és kritikus helyzetben az operátorok számára az információt bemutatja. A fejlesztés az OECD NEA Halden Reactor Project munkatársaival való együttműködésben történik, így a legkorszerűbb ember-gép kapcsolati technológia kerülhet Paksra.

Összefoglalásképpen érdemes hangsúlyozni, hogy a tudománynak van keresnivalója az atomerőművek biztonsága területén. A bonyolult folyamatok modellezése, a számítógépes modellek kísérleti ellenőrzése, a biztonság határértékeinek megbízható kimérése olyan kutatásokat involválnak, amelyeket csak a nemzetközi együttműködés kihasználásával, a legkorszerűbb eszközökkel érdemes végezni. Az ember-gép kapcsolat további javítása pedig rohamosan fejlődő számítástechnika lehetőséget ad arra, hogy a reaktoros tudás mélységeit mindennap használatos eszközökbe átvigyük.

________________________________