Fizikai Szemle 2000/11. 398.o.

FIZIKUSOK A PAKSI ATOMERŐMŰBEN

Hamvas István
Paksi Atomerőmű Rt.

A maghasadáson alapuló energiatermelés miatt a Paksi Atomerőműben fizikusok munkálkodása is szükséges. Nem annyira ismert, hogy az erőmű Reaktorfizikai Osztályán konkrétan milyen tevékenység folyik, s az üzemeltetéshez szükséges munka minőségének javítására, továbbá a biztonság és a hatékonyság növelésére milyen fejlesztések történnek. A reaktorfizikusok tagjai voltak annak a csikócsapatnak, akik az atomerőművi blokkok üzembe helyezését végezték, ezzel a későbbi évek jó üzemeltetési eredményeinek alapját megteremtették. Munkájának eredményessége az erőmű szakembergárdájának sikeres együttműködését tükrözi.

Pakson a reaktorfizikusok alapvető feladata arról gondoskodni, hogy az erőmű üzemeltetéséhez a reaktorokban megfelelő nukleáris üzemanyag töltet legyen. Olyanok, amelyek jellemzői minden biztonsági követelményt kielégítenek, és a lehető leggazdaságosabbak. Az éves üzemeltetési ciklussal összhangban a Reaktorfizikai Osztály alaptevékenysége is rendszeresen ismétlődő feladatokat tartalmaz:

• Az üzemeltetői igényeket kielégítő optimális töltet kiválasztása, előzetes reaktorfizikai számítása.
• A kiválasztott töltet részletes számítása, a biztonsági követelmények teljesülésének ellenőrzése, a töltet biztonsági jelentésének elkészítése, jóváhagyatása.
• A töltet létrehozásához szükséges műveletek sorrendjének meghatározása, ezzel megadva az üzemanyag kazetták legbiztonságosabb mozgatásának sorrendjét.
• A töltet megfelelőségének ellenőrzése a blokk átrakás után az első elindításakor végzett reaktorfizikai mérésekkel, egyrészt közel zérus teljesítményen, majd a felterhelés során.
• A zónajellemzők üzemelés során mutatkozó változásának mérési adatokon alapuló elemzése, a lejátszódó folyamatok problémamentességének ellenőrzése, trendvizsgálatok.

A fizikus tevékenysége nem merül ki a fenti rutinjellegű feladatokban. Ezeken túlmenően folyamatosan fejleszti eszközeit, s megfelelően biztonságos de még hatékonyabb üzemanyag ciklus kialakítására törekszik.

Jelentős és tevőleges az osztály szerepe a nukleáris biztonság biztosításában is. Szerepe a biztonságot érintő intézkedések tartalmi megfogalmazásában, a felvetődő problémák felismerésében, értékelésében és a szükséges megoldás megadásában van. Alapvető feladata nem a meglévő intézkedések betartásának ellenőrzése, hanem az, hogy az intézkedés a legmegfelelőbb legyen. Ellenőrző szerepe nem adminisztratív jellegű, hanem mérésekkel, számításokkal, biztonsági elemzésekkel és fizikai megfontolásokkal győződik meg arról, hogy a nukleáris folyamatok rendben, a nukleáris biztonság érvényesülésével zajlanak. Ebben aktív partneri viszonyban áll a Paksi Atomerőmű biztonságának értékelését végző hazai és külföldi kutatóintézetekkel, cégekkel.

A nukleáris biztonság érvényesülése terén végzett munkájának tekinthető az üzembe helyezést követően a Nukleáris Biztonsági Szabályzat elkészítése és bevezetése is, ami akkor egy hiánypótló szerepet töltött be. Ezzel a nukleáris biztonsággal összefüggő alapvető intézkedések összefoglalása és a későbbi Műszaki Üzemeltetési Szabályzat lényeges előírásainak összesítése történt meg.

A reaktorban végbemenő folyamatok ellenőrzési módszerének kidolgozása volt az osztály következő kiemelést érdemlő eredménye. A KFKI AEKI által kifejlesztett VERONA rendszer reaktorfizikai feldolgozó szoftvere ezen a módszeren alapul, ezek képezték a Bohunyicei Atomerőmű zónaellenőrzésének magját is.

A zónaellenőrzés terén végzett munkájuk révén a paksi fizikusok a VVER-440 típusú blokkal rendelkező országok szakemberei között elismerést vívtak ki. Lényegesebb eredményeik:

• Mérési módszer kidolgozása és a mérés végrehajtása a zónát elkerülő hőhordozó mennyiségének meghatározására és az aktív zóna felett lévő hőelemek sugárzás okozta felmelegedésének kimutatására. Ezzel az erőmű főkonstruktőre által is elfogadott módon pontosították a zóna hidraulikai jellemzőit, és kimutatták, hogy a zóna feletti hőelemek szisztematikusan magasabb hőmérsékletet mutatnak.
• A fenti eredmények alapján az üzemanyag megengedett felmelegedésére vonatkozó korlátozást pontosították. • Kimutatták, hogy a kazetták kulcsméretének gyártóművi csökkentése az aktív zóna hidraulikai tulajdonságait megváltoztatta. Elemzéseik eredményeként a gyártómű a megfelelő méret korrekciót végrehajtotta.
• A zónaellenőrző rendszer mérési adatainak rendszeres elemzésével többször szűrtek ki kezelést igénylő problémát. Ezek közül a leglényegesebb a 2. reaktornál lerakódás kimutatása, a hidraulikai ellenállás csökkenés mechanizmusának vizsgálata.
• Végül az új orosz kazetta üzemeltetési feltételeinek teljesítéséhez a KFKI AEKI-t is bevonva kidolgozták és engedélyeztették a kazetták teljesítményének új korlátozási módszerét és az ehhez szükséges zónaellenőrzési eljárást.
  1982-től az osztály legfontosabb feladata volt minden évben a reaktorok új töltetének megtervezése. Eredményes munkáját igazolja, hogy az eddig megtervezett 64 töltet egyike sem volt hibás, a biztonsági követelményeket teljesítette, a kulcsméret csökkentésből eredő hidraulikai jellemző változás ellenére a töltet jellemzői a reaktort csak kevés esetben akadályozták átmenetileg a névleges teljesítmény elérésében. A töltettervezés terén az osztály eddig elért lényeges eredményei a következők:
• A pontatlan egycsoportos orosz számítógépes diffúziós kód helyett az osztály önállóan olyan komplett töltettervező programrendszert fejlesztett ki, amely üzemanyagpálca-szintig képes kétcsoport-diffúziós közelítésben a reaktorfizikai jellemzők meghatározására. A programrendszert verifikálta és validálta. Ez a rendszer széles körben elismert, a hatóság által elfogadott, pontossága a hasonló feladatot ellátó külföldi és hazai kódokéval vetekedő.
• A töltetek megtervezéséhez egy olyan programot dolgozott ki, amellyel a zóna gazdaságosság szempontjából optimálisan választható ki.
• Megtervezte azokat a zónákat, amelyekben az enyhén kiégett greifswaldi eredetű kazetták felhasználhatók voltak.
• A lerakódás miatt lecserélt zónát úgy tervezte meg, hogy az a szokatlan összetétel ellenére a névleges teljesítményen biztonságosan üzemeltethető volt.
• Eredményesen tervezte meg azokat a zónákat is, amelyekbe a zónacsere miatt kirakott részlegesen kiégett kazetták kerültek vissza.
  A töltettervezéshez sorolható, de jelentőségük miatt külön említendők az üzemanyag felhasználás terén elért eredmények. A biztonság és gazdaságosság érvényesítésének egymással ellentétes irányai ellenére sikerült az üzemanyag kiégetési szintjét fokozatosan növelni. Ennek fő lépései a következők voltak:
• Az osztály 1992-től kezdődően rendszeresen kis kiszökésű zónaelrendezést alkalmaz. Ennek lényege, hogy a zóna szélére az eredeti tervezői koncepciótól eltérően kiégett kazetták kerülnek, ezzel csökkentve a neutronok hasznosítás nélküli távozását. A kis kiszökésű töltettípus gazdaságosság és biztonság szempontjából egyaránt jó, 2-3%-os költség javuláson túl segítette a reaktor tartály sugárterhelésének csökkentését.
• 1995-ben az osztály elkezdte a kazetták egy részének (~30 db) 4 éves felhasználását. Ez jelentős mértékben csökkentette (~10%) a friss üzemanyag felhasználást, egyben csökkent az évente keletkező kiégett kazetták száma is. Korábban évente átlagosan 114 kazetta berakása volt szükséges, míg a fejlesztés eredményeként ez 102-re csökkent.
• 2000-ben sikerült engedélyeztetni egy új típusú orosz kazetta használatát. Ezzel elkezdődhetett a teljes 4 éves üzemanyag ciklus is. Eredménye az, hogy reaktoronként és évente átlagosan 12 friss kazettával kevesebbet kell a reaktorokba berakni, s ugyanennyivel kevesebb kiégett kazetta képződik. Ez az új kazetta magasabb árát is figyelembe véve 8-10% üzemanyag költségcsökkentést eredményezett.

Az üzemanyag felhasználás javításának költségekben jelentkező kihatása figyelemreméltó. Ez azonban látványos tervtúlteljesítéssel, illetve éves üzemanyag költség megtakarítással nem mutatható ki. A többéves üzemanyag használat miatt ugyanis az éves üzleti terv a reaktorokba már berakott fejlett tölteteken alapul, így a terv a csökkenő költségeket már figyelembe veszi. (Ha az üzemanyag ára állandó volna, az üzemanyag felhasználás forintban kifejezett értéke az árfolyam változás miatt akkor is növekedne, s ez mindenképpen elfedné az üzemanyag-felhasználás miatti tényleges megtakarítást.) Ha azonban figyelembe vesszük, hogy a hazai villamos energiatermelés közel 40%-át képviselő Paksi Atomerőmű önköltségében a nukleáris üzemanyag közel 20%-ot képvisel, akkor belátható, hogy már 1% megtakarítás is jelentős eredmény. A fent bemutatott fejlesztések összességükben tehát több százmillió forint évenkénti költség csökkenést eredményeznek. Az eddigi fejlesztések pénzügyi vonzata az erőmű jelenlegi és a közelmúltban végrehajtott fejlesztéseihez képest kicsi, a befektetés megtérülési ideje 1-2 év.

A reaktorfizikus gárda időben felismerte, és következetesen képviselte a nukleáris üzemanyag ellátás terén fennálló egyoldalú orosz függőség hátrányait. Szakmai szerepétől függetlenül stratégiai kérdésnek tekintette azt, hogy a Paksi Atomerőmű friss üzemanyagának ellátása, továbbá a kiégett üzemanyag elhelyezése terén szülessen alternatív megoldás. Ezen cél érdekében alapvető kidolgozója volt a hazai nukleáris üzemanyag ciklus OAB által is elfogadott stratégiájának és jelentős szerepet vállalt annak végrehajtásában is. Részt vett az angol gyártmányú nukleáris üzemanyag kifejlesztésében, alkalmazásának biztonsági megalapozásában, meghatározó szerepet játszik az alkalmazás most folyó engedélyeztetésében. Vitathatatlan szerepet vállalt abban is, hogy a paksi telephelyen időben megszületett egy kiégett kazetták tárolására alkalmas létesítmény. A tárolóval kapcsolatban az élet egyértelműen igazolta a reaktorok üzemeltethetősége szempontjából fontos döntés helyességét.

_______________________

Elhangzott 2000. október 30-án Debrecenben.