Fizikai Szemle honlap |
Tartalomjegyzék |
Csom Gyula
BME Nukleáris Technikai Intézet
Teller Ede professzor első magyarországi látogatásán tett útjainak egyike a paksi atomerőműbe vezetett, utána, még aznap a BME atomreaktorát látogatta meg. Itt kérdezte tőlem, hogy véleményem szerint minek köszönhető, hogy a paksi atomerőmű a biztonságos és üzembiztos üzemeltetés szempontjából a VVER-es atomerőművek között (és a nyugati atomerőművekhez viszonyítva is) előkelő helyet foglal el. Válaszom a következő volt: a VVER-440-es reaktorokat a nyugati nyomottvizes reaktoroknál lényegesen nagyobb hőtechnikai, üzemi tartalékokkal építették meg. Mi ezt egy sor nyugatihoz közeli színvonalú hazai építésű műszerrel, számítógéppel és egyéb berendezéssel, valamint eljárással egészítettük ki, ami tovább növelte annak üzembiztonságát. A másik ok a paksi atomerőműben kialakult magas üzemi kultúra, ami az üzemeltető személyzet magas szintű szaktudásán és fegyelmezett munkáján, azaz az emberi tényező megfelelő színvonalán alapul. Teller professzor a maga akkurátus módján a következőket mondta: "magának ebben valószínűleg igaza van. "
Az emberi tényező kiemelkedő fontossága nemzetközi szinten először a Three Mile Island-i atomerőmű-baleset után vált nyilvánvalóvá. Az amerikai elnök által felkért Kemény-bizottság arra a következtetésre jutott, hogy a balesethez nagymértékben hozzájárult az üzemeltető személyzet - az úgynevezett humán faktor elégtelen felkészültsége. Az emberi tényező fontossága a csernobili atomerőmű-katasztrófa után még nyilvánvalóbbá vált. Meggyőződésem, hogy a paksi atomerőmű biztonságos és üzembiztos működése nagymértékben köszönhető annak, hogy az emberi tényező - ha mi akkor még nem is annak neveztük - a tudományos felkészüléssel együtt kezdettől fogva igen nagy hangsúlyt kapott hazánkban. A paksi atomerőmű építését és üzemeltetését hosszú, több mint két évtizedes felkészülés alapozta meg, mind a tudományos kutatás, mind a felsőfokú szakemberképzés területén.
A paksi atomerőmű kapcsolata a kutatással, fejlesztéssel
Előzmények
Az 1955. évi első és különösen az 1958. évi Második Atomenergia Világkonferencia után Magyarországon egyre inkább megérlelődik az a vélemény, hogy hazánkban - tekintettel szegénységünkre az energiahordozókban - célszerű a közeli években atomerőművet építeni és ehhez meg kell teremteni a tudományos, szakmai és személyi feltételeket. Ennek a felismerésnek első nagyon látványos jele hazánk első - 2 MW-os - kutatóreaktorának üzembe helyezése Csillebércen, a Központi Fizikai Kutató Intézetben (hasonlóan az akkori szocialista országok többségéhez). Ezzel megszületett az a kutatási bázis, amely köré csoportosulva fokozatosan, de meglepően gyorsan olyan tudományos kutató gárda szerveződött meg, ami a KFKI-t a hazai atomtechnika, atomenergetika vezető intézetévé tette. A jelentős koncentráció azt eredményezte, hogy a KFKI-ben gyakorlatilag az atomenergia valamennyi kérdésében felhasználható szakember gárda teremtődött meg.
A főbb kutatási területek:
A reaktorfizikai kutatások összehangolt elméleti és kísérleti kutatásokat, és az elméleti reaktorfizikai modellek alapján gyakorlatban is alkalmazható számítógépi programok kidolgozását jelentették. A számítási eredmények ellenőrzésére közvetlenül az ismert kísérleti rendszerre vonatkozó számításokat végeztek. Erre kitűnő lehetőséget adtak a sorozatban épített zéró teljesítményű kritikus rendszerek. Elkészítették és felhasználásba vették 1959-ben az SR-1 szubkritikus rendszert (főleg neutronzaj-vizsgálatokra), 1960-ban a ZR-1 kritikus rendszert (az első hazai tervezésű és építésű zéró teljesítményű atomreaktort), 1962-ben a ZR-2 kritikus rendszert (az előző reaktor továbbfejlesztett, jobb kísérleti lehetőségeket biztosító változatát), 1965-ben a ZR-3 kritikus rendszert (a kutatóreaktor rekonstrukciójához szükséges optimalizálási vizsgálatok elvégzésére), 1966-ban a ZR-4 kritikus rendszert (sugárforrásul aktivációs analitikai vizsgálatokhoz), 1970-ben a ZR-5 kritikus rendszert (a BME-re tervezett oktatóreaktor reaktorzónájának optimalizálásához) és 1972-ben az 1991-ig üzemelő ZR-6 kritikus rendszert (az Ideiglenes Nemzetközi Kutató Kollektíva által végzendő reaktorfizikai kutatások bázisául).
A termohidraulikai kutatások az 1960-as évek elején szerves moderátorú és hűtőközegű reaktorok kifejlesztését megalapozó kutatásokkal indultak. A mai értelemben vett termohidraulikai kutatások 1970-ben kezdődtek. 1975-ben készült el a Nagynyomású Vízhűtéses Hurok (NVH), amely a VVER-440 és a VVER-1000 típusú reaktorokban lejátszódó hőátadási és hidrodinamikai folyamatok vizsgálatára szolgált.
Az elektronikus kutatás fejlesztés keretében különböző nukleáris műszerek, laboratóriumi mérőrendszerek, elektronikus berendezések születtek, amelyek nem csak hazánkban, hanem a KGST többi országában is felhasználásra kerültek.
A számítógépek fejlesztése keretében megszülettek a TPA számítógépek, amelyek ugyancsak széleskörűen felhasználásra kerültek más országokban is.
E kutatások az 1970-es évek második felére az épülő paksi atomerőmű által felvetett legkülönbözőbb kutatási, fejlesztési feladatok, tudományos háttér-tevékenységek végzésére tették képessé a KFKI-t. Az intézetben számos olyan kolléga dolgozott, akik később a paksi atomerőmű munkatársai lettek, azaz az intézet bizonyos mértékben az épülő atomerőmű személyi bázisának megteremtéséhez is hozzájárult.
A KFKI mellett - kevésbé koncentráltan - más kutató intézetek és egyetemek is bekapcsolódtak az atomenergetikai kutatási, fejlesztési tevékenységbe.
A hazai egyetemek egy része az atomenergia oktatása mellett - amelyekről a későbbiekben még szó lesz - az 1950-es évek végén a 60-as évek elején kezdték megalapozó kutatásaikat ezen a területen. Az ELTE Természettudományi Karán magfizikai, neutronfizikai, sugárvédelmi, a debreceni Kossuth Lajos Tudományegyetemen neutronfizikai és radiokémiai, a Veszprémi Vegyipari Egyetemen (a mai Veszprémi Egyetem jogelődjénél) elsősorban radiokémiai, a Budapesti Műszaki Egyetemen reaktorfizikai, hőtechnikai, radiokémiai és radioanalitikai kutatások kezdődtek. A tudományos kutatás feltételrendszere jelentősen javult a BME-n az oktatóreaktor 1971. évi üzembe helyezésével. Már maga a reaktor is a hazai nukleáris kultúra nagymértékű fejlődését mutatta. Ez volt az első - teljes egészében - hazai tervezésű és kivitelezésű atomreaktor, melynek létrehozásában több hazai intézet és vállalat mellett már a BME néhány oktatója is részt vett. Az oktató reaktorban, illetve a köréje szerveződött intézetben jelentős - később a paksi atomerőmű építésében és üzemeltetésében is hasznosítható sugárvédelmi, dozimetriai, radioanalitikai és nukleáris méréstechnikai kutatási-fejlesztési munka kezdődött.
Jelentős kutatási munka folyt a debreceni ATOMKI-ban. A VEIKI vezetése a 70-es évek elején döntött úgy, hogy az intézet hagyományos energetikai tevékenységét kiterjeszti az atomenergetika területére is. E célból 1970-72-ben szerveződött meg a VEIKI Atomerőművi Csoportja. A személyi feltételek megteremtésével egyidejűleg létrehozták a Hőtechnikai Laboratóriumot, amely a paksi atomerőmű egyes hő-és áramlástechnikai kérdéseinek vizsgálatára volt alkalmas.
Az előzőek eredményeként az 1970-es évek végére létrejött egy olyan hazai atomenergetikai kutató-fejlesztő bázis, amely megfelelő összefogással igen komoly feladatokat tudott vállalni az épülő paksi atomerőművel kapcsolatban. Ezek elvégzését jelentősen segítette az összehangolt atomenergetikai kutatási-fejlesztési program és az azt alátámasztó finanszírozási rendszer (NIM KMÜFA, OKKFT, ATKP).
Közvetlen kapcsolat a paksi atomerőművel az építés alatt és után
Az előzőek szerint felkészült kutatóintézetek és egyetemek tudásukat a paksi atomerőmű szolgálatába állították. Tevékenységük segítette az építést, az üzembe helyezést és az üzemeltetést. Ettől kezdve egyre nagyobb mértékben az atomerőmű fedezte, illetve fedezi a kutatási-fejlesztési költségeket. A munkában számos kutatóintézet és egyetem vett részt, legnagyobb szerepet ebben a szakaszban is a KFKI, illetve a KFKI AEKI vállalta, illetve vállalja.
A KFKI közreműködését segítette az is, hogy munkatársai 1980. márciusában részt vettek a csehszlovákiai bohunicei atomerőmű 2. blokkjának fizikai indításában, majd november-decemberben részt vállaltak a bulgáriai kozloduji atomerőmű 3. blokkjának fizikai indításában is. A KFKI jelentős mértékben hozzájárult a paksi atomerőmű építéséhez, üzembe helyezéséhez és üzemviteléhez.
Megtervezte és kivitelezte a sugárvédelmi környezetellenőrző rendszert. A VEIKI-vel együttműködve diagnosztikai rendszert tervezett és épített, kidolgozta a reaktordiagnosztikai metodikákat. Több számítási és mérési eljárást honosítottak meg az atomerőműben. 1985-ben átadták a KFKI AEKI-ben kidolgozott VERONA reaktormonitorozó rendszert a paksi atomerőmű 1. és 2. blokkjánál. Ez a rendszer az atomerőműirányítás nélkülözhetetlen eszközévé vált. Hasonló, továbbfejlesztett rendszerek működnek 1986-tól a 3. és 1987-től a 4. blokknál. 1989. márciusában átadták a paksi atomerőmű tréning szimulátorát, majd júniusban az úgynevezett alapelvi szimulátort. A szimulátorokat a finn Nokia Electronics céggel együtt fejlesztette ki a KFKI. 1985 óta működik a KFKI AEKI-ben a Paksi Modellkísérlet (PMK) kísérleti berendezés, a paksi atomerőmű primerkörének termohidraulikai modellje. Ezzel a kis és közepes folyások, a természetes cirkuláció és az üzemzavari tranziens jelenségek széles köre vizsgálható.
A KFKI átalakulásának részeként 1992. január 1-jével létrehozott AEKI folytatta jogelődjének tevékenységét. 1990 óta üzemel a Paksi Modellkísérlet berendezés nemzetközileg is unikálisnak tekinthető második változata (PMK-2). A berendezésen 1992 óta 21 reaktorbiztonsági feladat megoldására végeztek kísérleteket. Az atomreaktorok súlyos baleseti folyamatainak integrális vizsgálatára 1993-ban létrehozták a CODEX (COre Degradation Experiment) berendezést. Az AEKI máig legnagyobb feladata a paksi atomerőmű biztonságának újraértékelésére szolgáló AGNES projekt vezetése volt. Az 1991-94 között zajlott országos fontosságú programot az OAH kezdeményezte, s az AEKI-n kívül részt vettek benne a VEIKI, az ERŐTERV és a Paksi Atomerőmű Rt. munkatársai, valamint jelentős nyugati cégek is. Az AEKI feladata a paksi biztonságnövelő intézkedéseket (BNI) megvalósító program egyes intézkedéseinek és egyéb átalakításoknak a részletes tudományos megalapozása volt. Az AEKI az 1990-es években elkészítette az általa korábban VVER-1000 típusú reaktorokra kidolgozott KARATE programrendszer VVER-440 változatát. A programrendszer stacioner és lassú tranziens üzemállapotok komplex reaktorfizikai modelljét jelenti. Ezt követően kifejlesztette és validálta a KIKO3D kódot, amelynek segítségével lehetővé vált a gyors neutronkinetikai tranziensek háromdimenziós számításos modellezése. 1990-től kezdve egy sor kísérleti és számítási munkát végzett a paksi fűtőelemek viselkedésének modellezésére. Üzemzavar-elemzésekkel részt vett a paksi atomerőmű fűtőelem-diverzifikálási programjában. Az AEKI hagyományos feladata a paksi atomerőmű reaktortartályaival kapcsolatos problémák vizsgálata, közreműködve a VEIKI-vel és a BME Nukleáris Technikai Intézettel is. 1990-ben továbbfejlesztette a VERONA zónamonitorozó rendszert. A paksi atomerőmű reaktorvédelmi rendszerének rekonstrukciója részeként a KFKI feladata a reaktorvédelmi rendszer funkcionalitásának felülvizsgálata volt.
A munkák nem teljes felsorolása is jól jellemzi az AEKI mérvadó közreműködését a paksi atomerőmű biztonságos üzemelésében. Meghatározó szerepet vállal a teljesítményemelést megalapozó tudományos munkában is.
A VEIKI az 1980-ig létrehozott erőforrás-bázisát a paksi atomerőmű feladatainak megoldásához rendelkezésre bocsátotta. Szakmai tevékenysége kiterjedt mind az üzembe helyezés, mind a üzemeltetés egyes feladatainak megoldásaira.
Az üzembe helyezés során végzett munkái közül említésre érdemesek a következők: rezgésdiagnosztikai mérő és értékelő rendszerek telepítése a primerköri főberendezésekre az áramlások keltette rezgések vizsgálatára, illetve a blokk nagyobb forgógépeire és csővezetékeire az instabilitások csökkentése céljából; a hermetikus tér integrális tömörségvizsgálata elvi alapjainak kidolgozása és a kifejlesztett mérőrendszerrel a blokkok szivárgásának különböző nyomásszinteken történő meghatározása; a blokkok hatásfokát befolyásoló veszteségek feltárása, közreműködés a hatásfok- és garanciális mérések végzésében. Az atomerőmű üzemeltetése során tevékenységüket a blokkok biztonságát befolyásoló tényezők vizsgálatára és a biztonság növelési lehetőségeinek meghatározására koncentrálták, illetve koncentrálják. Ennek keretében részt vettek az AGNES program kidolgozásában, ahol a valószínűségi biztonsági és a súlyos baleseti elemzéseket koordinálták és végezték. Később értékelték az atomerőmű tűz, belső elárasztás és földrengés elleni védettségét valószínűségi alapon, illetve számos biztonságnövelő intézkedés megalapozó biztonsági elemzését készítették el. Kidolgozták a konténment üzemeltetés során csökkentett nyomás melletti ismételt integrális tömörségvizsgálatának módszerét és elvégezték a szivárgásméréseket az éves leállások során. S nemzetközi tudományos tanácsadó testület vezetőjeként közreműködtek a lokalizációs toronyban lévő buborékoltató kondenzátor tervezési körülmények közötti kísérleti vizsgálatában. Jelenleg részt vesznek a végleges biztonsági jelentés készítésében, a főberendezések öregedésének vizsgálatában, az élettartam-hosszabbítás megvalósításához szükséges feladatok meghatározásában és megoldásában, továbbá az atomerőmű nagy radioaktivitás-kibocsátással szembeni védettségét értékelő programok végrehajtásában.
A BME Nukleáris Technikai Intézet a Vasbeton Tanszékkel együttműködve a paksi atomerőmű építése során részt vett a biológiai védelmi betonfalak készítési technológiájának és sugárvédelmi minősítési rendszerének kidolgozásában, az elkészült betonfalak átvételi vizsgálati programjának megtervezésében és elvégzésében. A Nukleáris Technikai Intézet dolgozta ki a paksi atomerőmű szakembereinek közreműködésével a helyi dozimetriai ellenőrző rendszer telepítési tervét. Speciális mérési eljárások és mérőrendszerek kidolgozásával járult, vagyis járul hozzá a biztonságos üzemeltetés feltételeinek megteremtéséhez.
Kidolgozta és megépítette a paksi dozimetriai és környezetvédelmi rendszerhez csatlakozó online monitorozó rendszert, mely a kéményen kibocsátott radioaktív nemesgázok és más radioizotópok szelektív mérésére alkalmas, A primerköri szivárgások folyamatos monitorozására N-16 mérésen alapuló igen érzékeny mérőrendszert dolgozott ki és telepített, amely a gőzfejlesztő csövek mindenkori állapotának meghatározásához szolgáltat mérési adatokat. Emellett részt vett az erőművi szivárgások vizsgálatára alkalmas egyéb módszeren (N-16, Na-24, K-42, H-3) alapuló eljárás kidolgozásában. Kidolgozott egy N-13 kimutatására szolgáló kísérleti mérőberendezést, mely a hermetikus tér inhermetikusságának vizsgálatában alkalmazható. Az intézet kifejlesztette a hibás fűtőelemek üzem közbeni detektálására alkalmas mérőrendszert. A rendszer képes következtetni a hibás fűtőelemek jelenlétére, a hibás elemek számának, a hiba típusának, a hibás elemek korának (kiégettségi fokának) megállapítására. Ennek segítségével értékelte a fűtőelemek állapotát a négy reaktor minden egyes kampányára az elmúlt 5 évben. Eljárást dolgozott ki a radioaktív hulladékok minősítő mérésére, radiokémiai módszert fejlesztett ki a különböző radioizotópok meghatározására a bepárlási maradékokban és a kimerült ioncserélő gyantákban, valamint a környezeti mintákban lévő mesterséges és természetes eredetű radioizotópok meghatározására. A paksi atomerőmű reaktortartályainak élettartam-becslésével kapcsolatos reaktordozimetriai kutatási-fejlesztési munkát kezdettől fogva a BME NTI végzi. Az ezzel összefüggő mindenkori aktuális feladatok megoldásában együttműködik a PA Rt. Anyagvizsgáló Laboratóriummal és a Reaktorfizikai Osztállyal. A Reaktortartály Felügyeleti Programot Ellenőrző és Véleményező Testület tagjaként számos hazai kutatóintézettel és ipari üzemmel kooperál immár 18 éve. Az 1991-ben bevezetésre került új reaktortartály felügyeleti program reaktordozimetriai részét a BME NTI dolgozta ki. Részt vesz az atomerőmű élettartam-gazdálkodásával kapcsolatos koncepciók kidolgozásában, s azon belül a reaktordozimetriai feladatok megoldásában. Az utóbbi években folyamatosan bővül az intézet által végzett termohidraulikai vizsgálatok köre. Ilyenek: a VVER-440-nel kapcsolatos termohidraulikai rendszermodell fejlesztése, háromdimenziós kapcsolt reaktorfizikai-termohidraulikai számítások, reaktortartályon, a fűtőelemkötegeken és a reaktortartályhoz kapcsolódó berendezéseken (pihentető medencén) belüli háromdimenziós termohidraulikai elemzések.
A BME több más tanszéke is részt vesz a paksi atomerőművel kapcsolatos feladatok megoldásában (esetenként más egyetemekkel és intézetekkel közösen). Közülük kiemelem a következőket: a szekunderköri vízüzem módosítása a gőzfejlesztők feszültségkorróziós kockázatának minimalizálása érdekében (a BME Energetika Tanszék és a Veszprémi Egyetem Fizika-Kémia Tanszék együttműködésében); a primer- és szekunderköri vízüzemi információs (szakértő) rendszer létrehozása (a BME Energetika Tanszék, Rendszer- és Irányítástechnikai Tanszék, Veszprémi Egyetem Fizika-Kémia Tanszék, Vegyipari Műveletek, Kibernetika Tanszék, VEIKI); a primerköri vízüzem felülvizsgálata, módosítása a korróziótermék-transzport mérséklése érdekében (BME Gépészmérnöki Kar, VE Mérnöki Kar).
A paksi atomerőmű kapcsolata a felsőoktatással
Előzmények
A hazai egyetemeken - mindenekelőtt a Budapesti Műszaki Egyetemen, az Eötvös Loránd Tudományegyetemen, a debreceni Kossuth Lajos Tudományegyetemen és a Veszprémi Vegyipari Egyetemen - már az ötvenes évek végén, a hatvanas évek elején (az 1958. évi II. Genfi Atomenergia Konferenciával egyidejűleg) megkezdték a nukleáris technikai, az atomenergetikai képzést. Az Eötvös Loránd Tudományegyetemen a fizikus szak tantervébe beillesztették a neutronfizikai, reaktorfizikai és a nukleáris méréstechnikai diszciplinák oktatását, a vegyészképzésben megjelentek a radiokémiai tantárgyak. A debreceni Kossuth Lajos Tudományegyetemen a fizikusképzésben elsősorban a neutronfizikai, a vegyészképzésben az izotóptechnikai diszciplinák jelentek meg. A Veszprémi Vegyipari Egyetemen a radiokémiai témák oktatását kezdték el, egy idő után külön radiokémiai szak keretében.
Legteljesebb képzési rendszer a Budapesti Műszaki Egyetemen alakult ki a nukleáris technika, az atomenergetika területén.
1957-ben a Gépészmérnöki Karon szabadon választható formában megjelent az Atomerőművek című tantárgy (a Lévai András professzor által vezetett Hőerőművek Tanszéken), majd a Villamosmérnöki karon a reaktorelmélet (Simonyi Károly professzor), a neutronfizika és a nukleáris elektronika. 1960-tól a Gépészmérnöki Karon (a Hőerőművek Tanszék gondozásában) a hőerőgépész szakon egyre nagyobb teret kapott az atomenergetikai képzés (reaktorfizika, reaktortechnika, reaktorok hőtechnikája, sugárvédelem atomerőművek, izotóptechnika). 1960-ban a Hőerőművek Tanszék gondozásában, több más tanszékkel és külső intézettel együttműködve, elkezdődött az atomenergetikai posztgraduális oktatás.
Az első szakmérnök szakot az atomenergetika területén szervezték meg 1960-ban (1961-ben jelent meg a vonatkozó miniszteri rendelet) a BME Gépészmérnöki Karon. Ettől kezdve a mai napig több mint 20 szakmérnöki tanfolyam indult a BME Gépészmérnöki Karon, illetve később a BME Nukleáris Technikai Intézet gondozásában. E képzések keretében atomenergetikai tárgyú egyetemi jegyzetek sora jelent meg a BME-n.
Ugrásszerűen javultak a képzés feltételei a BME oktatóreaktorának 1971. évi üzembe helyezésével. Ez különösen a gyakorlati képzésre hatott, de jelentősen gazdagította és elmélyítette az elméleti képzést is. Az oktatóreaktornál a BME hallgatói mellett több más hazai egyetem (ELTE, KLTE, JATE, VVE) hallgatói is részesültek képzésben, elsősorban laboratóriumi gyakorlatok keretében. Az oktatóreaktorban képzést kaptak a Szovjetunió, Csehszlovákia, (majd Csehország és Szlovákia), valamint NDK (majd Németország) egyes egyetemeinek hallgatói. Ez csere alapon lehetővé tette, hogy a BME számos hallgatója ezekben az országokban kapjon kiegészítést az itthoni képzésükhöz.
Alapvetően több mint két évtizedes felsőfokú oktatás eredményeként teremtődött meg a magasan képzett szakembergárda a paksi atomerőmű építéséhez, üzembe helyezéséhez és az üzemeltetés indításához. 1982-ben az 1. blokk üzembe helyezéséhez ebből a szempontból is rendelkezésre állt az összes feltétel. Ezt elősegítették azok az (1-6 hónapos) speciális tanfolyamok, amelyeket már a Paksi Atomerőmű Vállalat felkérésére tartott meg a BME Nukleáris Technikai Intézet. Az induló üzemeltető gárdából alig volt olyan felsőfokú szakember, aki nem kapott valamilyen képzést ebben az intézetben. A technikusok között is nagyon sokan vettek részt oktatásban a BME NTI-ben.
Az atomerőmű-üzemeltetés személyi feltételeinek megteremtésének szervezési feladataiban is részt vett a BME Nukleáris Technikai Intézet. 1972-73-ban a Nehézipari Minisztérium (NIM) megbízásából tanulmányt készített, amelyben felmérte az atomerőmű építésével járó szakemberigényt, megállapította annak struktúráját és javaslatot tett a megoldásra. Hasonló jellegű munkát készített az OAB megbízásából, amely a NIM-en kívüli tárcák szakemberigényeivel és -képzésével foglalkozott. 1976-ban újabb tanulmányt készített a teljes szakemberigényre és ebben már javaslatot tett a teljes képzési struktúrára és annak tartalmára. Ez az anyag alapját képezte később a Paksi Atomerőmű Vállalaton belüli oktatási rendszere és szervezete megteremtésének.
Kapcsolat az atomerőmű üzembe helyezése után
A paksi atomerőmű kezdettől fogva szoros kapcsolatot tart a felsőoktatással. E kapcsolat kétirányú és több komponensű. A szakemberképzés megoszlik az egyetemi oktatás és az üzemen belüli képzés között. A felsőoktatási intézmények - s különösen a BME - segítik a paksi üzemen belüli képzést, valamint a KFKI AEKI is részt vállal ebben a munkában, mindenekelőtt az oktatási feltételek megteremtésében való hatékony közreműködésével. Ez az együttműködés valamennyi szereplő munkáját hatékonyabbá teszi.
A hazai tudományegyetemek (mindenekelőtt az ELTE és a debreceni KLTE, illetve jogutódja a Debreceni Egyetem) elsősorban azzal segíti a szakemberellátást, hogy a fizikus- és vegyészképzésbe beiktatja a nukleáris tárgyak oktatását is. A Veszprémi Egyetem elsősorban a radiokémiai képzésben érdekelt. A BME folytatja továbbra is a legteljesebb atomenergetikai oktatást, s ebben a paksi atomerőmű igen hatékonyan részt vesz: oktatási feltételek megteremtéséhez és folyamatos fenntartásához történő hozzájárulásával, egyes szakembereinek oktató munkájával és a BME paksi kihelyezett főiskolai szak működési feltételeinek megteremtésével. A nukleáris technikai, illetve atomenergetikai képzés graduális, posztgraduális oktatásra és doktori képzésre egyaránt kiterjed.
A BME Természettudományi Karon folyó mérnökfizikus szak moduljainak egyike a nukleáris technikai modul, amely megadja az alapvető magfizikai, reaktorfizikai, rektortechnikai, termohidraulikai, radioanalitikai, sugárvédelmi, nukleáris méréstechnikai, üzemtani és egyéb elméleti és gyakorlati ismereteket, amelyekre a paksi atomerőműben alapozhatnak az üzemen belüli képzés keretében. A BME-n - elsősorban a Nukleáris Technikai Intézet gondozásában - a paksi atomerőmű üzembe helyezése után is folytatódott a diplomával rendelkező szakemberek továbbképzése atomenergetikai és egyéb szakmérnökképzések keretéhen. 1981 óta a paksi atomerőmű 60 szakembere szerzett szakmérnöki oklevelet és 21 szakembere jelenleg végzi szakmérnöki tanulmányait a BME-n. A BME Nukleáris Technikai Intézet doktoranduszainak jelentős része a paksi atomerőművel közvetlen vagy közvetett kapcsolatban lévő témákban végezte, illetve végzi kutató munkáját. A Paksi Atomerőmű Rt. sok szálon segíti ezt a kiterjedt oktatási munkát, egyrészt közvetlen támogatás formájában, másrészt olyan kutatási, fejlesztési megbízásokkal, amelyeknek teljesítése magasabb szintre emeli oktatóink atomenergetikai ismereteit, s ez oktató munkájuk színvonalára is jótékonyan hat.
A BME NTI a paksi atomerőmű oktatóközpontja számára úgynevezett szoftverszimulátort fejlesztett ki a primer- és szekunderköri folyamatok valósidejű vizsgálata, illetve elemzése céljából. Az intézet által összeállított szimulátor gyakorlatok segítségével az atomerőmű szakemberei jobban értik meg az egyes berendezésekben és az egész blokkban végbemenő folyamatokat a legkülönbözőbb feltételek mellett. E szoftverszimulátorok a mérnökfizikus szak nukleáris technikai moduljában is felhasználásra kerülnek. Az intézet munkatársai oktatási segédletek, tankönyvek írásával is segítik az üzemen belüli képzést.
A BME Ergonómiai és Pszichológiai Tanszék munkatársaival többek között a következő témakörökben van az atomerőműnek több évre visszanyúló kapcsolata: az üzemvitel megbízhatóságát befolyásoló tényezők tanszék általi vizsgálata, ennek keretében a szimulátoros képzés elemzése; egy videotechnikát is felhasználó, a szimulátoros gyakorlatokat (ön)értékelő, a jobb csoporttevékenységet elősegítő rendszer (COSMOS) kidolgozása a tanszék munkatársainak vezetésével; az atomerőmű oktatóinak, instruktorainak pedagógiai továbbképzése.
A paksi atomerőművön belüli üzemi képzést a hazai kutatóintézetek elsősorban a képzési feltételek megteremtése és folytonos korszerűsítése révén segítik. Az atomerőmű teljes léptékű tréningszimulátorának létesítési fővállalkozója (az 1984-88 közötti időszakban) a KFKI volt. A nyolcvanas évek végétől az atomerőmű irányításával végzett fejlesztési munka keretében a modellfejlesztésben a KFKI AEKI az egyetlen partner.
A közösen végzett fejlesztések közül a jelentősebbek: a szimulációs számítógépek lecserélése; az eredetitől lényegesen eltérő, új termohidraulikai, neutronfizikai, hermetikustéri modellek felhasználása; a turbinaszabályozási és a reaktorvédelmi rendszerek rekonstrukciója; az eredeti blokkszámítógépek kiváltása; az interface egység rekonstrukciója; a blokki VERONA rendszer rekonstrukciójának megfelelően a régi VERONA rendszer kiváltása a szimulátoron is; a földrengés technológiai átalakításokkal összefüggő modell-módosítások végrehajtása.
A kilencvenes évek elején készült el az atomerőmű 1. szintű - azaz a zónakárosodás gyakoriságát és annak összetevőit értékelő - valószínűségi biztonsági (PSA) elemzése. Ennek keretében igen sok szimulátoros gyakorlatból álló kísérletsorozatot hajtottak végre, hogy meghatározzák az üzemeltető személyzetek üzemzavarelhárítás alatti beavatkozásainak megbízhatóságát. A kísérletsorozatot az atomerőmű munkatársai a VEIKI vezetésével és részvételével végezték el.
A SZTAKI közreműködő partner volt az új reaktorvédelmi rendszer szimulátoron történő megvalósítása és az új információs blokkszámítógépi rendszer szimulátoron történő telepítése terén.
<>
Előadásom a paksi atomerőmű 1. blokkjának üzembe helyezése 20. évfordulójának alkalmából mintegy 45 év munkáját foglalta össze röviden. Tettem ezt azért, mert az utóbbi 20 év az oktatás, valamint a kutatás-fejlesztés vonatkozásában az azt megelőző 25 éves előkészítő munka nélkül nem ismerhető és érthető meg. A paksi atomerőműben kialakuló üzemi kultúra gyökerei a megelőző 25 évben találhatók. A korábban kialakuló kapcsolat az atomerőmű üzembe helyezése után is folytatódott, sőt egyre szélesebbé vált. Sajátos szimbiózis valósult meg az atomerőmű és a kutatás, valamint a felsőoktatás intézményei között, mely valamennyi résztvevő előnyére vált és a nemzetgazdaságnak is nagy hasznot hozott, illetve hoz.
Az atomerőmű a biztonságos üzemeléssel is összefüggő terhelési tényező szempontjából a világ atomerőműveinek élvonalában van. Az egész élettartamra vonatkoztatott terhelési tényezője mintegy 10%-kal magasabb, mint a világ nyomottvizes atomerőműveinek átlagos terhelési tényezője, ami majdnem 1,5 milliárd kWh többlet villamosenergia-termelést jelent évente. Ez mai áron számítva évi mintegy 11 milliárd forint többlet termelési értéket és - a többi hazai erőműben elérhető átlagos villamosenergia-egységköltséget figyelembe véve - évi körülbelül 6 milliárd forint megtakarítást eredményez az ország villamosenergia-fogyasztásában. Meggyőződésem, hogy ennek nagy része a paksi atomerőműben kialakult üzemi kultúrának köszönhető. Ebben pedig szerepe van a paksi atomerőmű, valamint a hazai kutatás és felsőoktatás egymást segítő, kölcsönösen hasznos együttműködésének.
Ez nem sikerülhetett volna megfelelő előrelátás nélkül, mely sok résztvevő érdeme. Megérdemlik, hogy erre itt is rámutassunk. A KFKI-ban Pál Lénárdnak, Szabó Ferencnek, Gyimesi Zoltánnak, Szatmáry Zoltánnak, Gadó Jánosnak, Szabados Lászlónak és sok más kollégának köszönhető, hogy az intézet az 50-es évek végétől kezdve az atomenergetika legfontosabb hazai bázisintézete lett. Az ELTE-n Marx György, a debreceni KLTE-n Csikai Gyula és munkatársaik részesei e munkának. A BME-n Simonyi Károly mellett külön is kiemelem Lévai András professzor meghatározó szerepét, aki kezdetektől fogva több oldalról is jelentősen befolyásolta a folyamatokat. Ezúton is köszöntjük az atomenergetikai fejleményeket ma, 94 évesen is követő Lévai András professzort. Az atomerőmű és a kutatás, illetve felsőoktatás intézményei közötti kapcsolat az üzembe helyezést követően nem lett volna olyan eredményes az atomerőmű vezetői és különböző szinteken dolgozó munkatársai nélkül. Külön kiemelem, hogy e kapcsolat sértetlenül átélt minden vezetőváltást. Ez nem kis részben az első számú vezetőknek köszönhető. Kiemelem közülük is az első vezérigazgatót, Pónya Józsefet, aki minden tevékenységével azt érzékeltette, hogy a különböző szereplők együttműködése kölcsönös érdekeken alapul és egyértelművé tette, hogy a paksi atomerőmű kiemelt felelősséget érez mind a kutatás, fejlesztés, mind az oktatás iránt. Ezt a nemes hagyományt folytatták a következő vezérigazgatók is. Pár hónapos tapasztalatom alapján bizton állíthatom, hogy az új vezérigazgatót, Kocsis Istvánt is ugyanezen vezérelvek irányítják. Véleményem szerint a paksi atomerőmű, valamint a kutatás, fejlesztés és felsőoktatás kölcsönös érdekeken alapuló, igen szerteágazó együttműködése példa nélküli Magyarországon, de valószínűleg ritka a világon is. Az atomerőmű kiemelkedően biztonságos és gazdaságos üzemeltetésében az atomerőmű dolgozóinak nagyon jó munkája mellett ennek is meghatározó szerepe van. A sors ajándékának tartom, hogy 1958-tól a mai napig, immár több mint 44 éve magam is részese vagyok e folyamatnak.