A VVER ATOMERŐMŰVEK BIZTONSÁGA
MAGYAR SZEMMEL

Vöröss Lajos
Villamosenergiaipari Kutató Intézet, Budapest

A bruttó magyar villamos energia fogyasztás 1989-ben 38066 GWh volt; időbeni növekedését az 1. ábra mutatja. Az egy főre jutó villamos energia fogyasztást nemzetközi mércével mérve Magyarország a 3574 kWh/fő, év értékkel Európában a középmezőnyben helyezkedik el ( 2. ábra). A villamos energia termeléséhez felhasznált fűtőanyagok részarányát a 3. ábra mutatja, míg a termelés és fogyasztás folyamatábrája a 4. ábrán látható [1]. Az ábrákról látható, hogy a magyar villamos energiát termelő rendszer a fogyasztásnak csak a 70%-át fedezi, a villamos energia import ugyanakkor mintegy 30%. Az is világos, hogy az atomenergiával termelt villamos energia a teljes hazai termelésnek 48,5%-a, holott az atomerőművi kapacitás alig több mint a negyede a teljes magyar villamos erőművi kapacitásnak. Következésképpen az atomerőműveket a magyar villamos energia rendszer legfontosabb részének kell tekinteni.

1. ábra Magyarország villamosenergia-termelése és -fogyasztása

A magyar atomerőművek építésének történetében az első jelentős dátum 1966, amikor kormányközi megállapodást kötöttünk a Szovjetunióval két nyomottvizes (VVER-típusú) reaktor blokk leszállítására. Ebben az időben a Szovjetunió a 440 MW-os (230-as típusú) reaktor blokkok konténment nélküli első generációját gyártotta és kínálta eladásra. A telephely kiválasztása után az építkezés 1968-ban meg kezdődött Pakson, a Duna mellett, Budapesttől kb. 120 km-re délre. Energia-politikai okokra hivatkozva a magyar fél 1970-ben leállította az építkezést, ugyanakkor azonban előirányozta további két blokk később történő megvásárlását. Időközben a Szovjetunió felülvizsgálta a biztonsági filozófiáját és gyakorlatát és kifejlesztette a VVER-440 blokkok második generációját (213-as típus), melynek méretezésénél a primérkör legnagyobb átmérőjű csövének pillanatszerű törését vették figyelembe, és a blokkot megfelelő biztonsági hűtővíz rendszerekkel, valamint konténmenttel látták el.

2. ábra Magyarország helye a világban

3. ábra Villamosenergia-termelés a felhasznált üzemanyag szerint

Az építkezés Pakson 1974-ben folytatódott, és az első blokkot 1982 decemberében üzembe helyezték. Ezt követték a további blokkok (1984, 1986 és 1987) és a négy blokk egyenként 440 MW névleges villamos teljesítménnyel azóta folyamatosan üzemel Pakson. A blokkok indításának és üzembehelyezésének különböző fázisaira fordított időtartamokat az 5. ábra mutatja [2]. A kapacitástényező értékei nagyon magasak, 1989-ben ez az érték a teljes erőműre vonatkoztatva közel 90% volt (6. ábra) [3]. Ez igazolja azt a beruházás folyamán következetesen megvalósított magyar álláspontot, amely szerint a minőség rovására semmilyen kompromisszumot sem lehet elfogadni és ezért bizonyos esetekben inkább az üzembe helyezés későbbre halasztását választották. Az erőmű személyzete ma is ezt az elvet követi és ez az erőmű biztonságos üzemeltetésének egyik fő biztosítéka.

4. ábra A villamosenergia-termelésének és fogyasztásának folyamatábrája 1989-benk

Áttérve ennek az előadásnak a tényleges tárgyára, a nukleáris biztonságra, általános érvényűen kijelenthetjük, hogy a nukleáris biztonságot a legfontosabb kérdésnek tekintjük, és annak állandó növelése alapvető feladatunk.

5. ábra Az indítási fázisok és időtartamuk	6. ábra Az erőmű kihasználási foka (zárójelben az üzemelő blokkok száma)

Osztjuk azt a véleményt, hogy mindenkinek, aki atomerőművek területén dolgozik, olyan magasfokú szakmai és erkölcsi szinten kell állania, ami gyakorlatilag kizárja a káros környezeti hatásokkal járó balesetek előfordulását. Tisztában vagyunk azzal, hogy a világ bármely országában előforduló újabb súlyos baleset a teljes atomenergia ipart reménytelen helyzetbe hozná, és - amint azt már láttuk - súlyosan befolyásolná a magyar energia rendszert is. Előadásomban megpróbálom bemutatni, hogyan értékelhetjük VVER atomerőműveinket a nemzetközileg elfogadott biztonsági követelmények fényében, milyen biztonságosnak lehet őket tekinteni és mit tehetünk annak érdekében, hogy mindenkor biztosítsuk a biztonság megfelelő szintjét.

Atomerőművünk építésének első szakaszában nem állt rendelkezésünkre hazai biztonsági előírásrendszer. Ezért fogadtuk el a tervezéshez a szovjet útmutatást és szabványokat, az építés alatt pedig rendkívüli aktivitást fejtettünk ki a szovjet eljárások honosítására és alkalmazására. Ennek eredményeképpen születtek meg az Atomerőművek Nukleáris Biztonsági Szabályzatai, amelyek eredeti formájukban a legutóbbi időkig a szabályozás alapját képezték.

A TMI-2-es és a csernobili balesetek után a legtöbb országban teljesen felülvizsgálták a nukleáris biztonság elveit és gyakorlatát, és ennek a felülvizsgálatnak a tapasztalatai alapján a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) egy összefoglaló jelentést adott közzé [4]. Ezen NAÜ-jelentés megállapításainak alkalmazását és a fentebb említett szabályzatok felújítását kezdeményeztük Magyarországon. Ez a munka a befejezéséhez közeledik.

Ami az alapelveket illeti: a legfontosabb annak a kinyilvánítása, hogy a nukleáris biztonságot összetettnek és időben változónak kell tekinteni, új egyre magasabb követelményeket kell állítani és erőfeszítéseket kell tenni annak érdekében, hogy a biztonságot a tudomány és technika legújabb eredményeit alkalmazva állandóan növeljük. Az is alapvető, hogy az atomerőműveket építő és üzemeltető országok a biztonság szempontjából "egyenszilárdságú" rendszert kell, hogy alkossanak. Ennek a rendszernek még a leggyengébb pontja is erősebb kell, hogy legyen annál, amit a nemzetközi gyakorlatban elfogadott kritérium rendszer előír. Más szavakkal: az atomerőművek potenciális veszélyességének tudatában mindegyik ország a biztonsági kultúrának olyan szintjét köteles garantálni, amely a súlyos következményekkel járó nukleáris balesetek valószínűségét gyakorlatilag nullára csökkenti.

Ami a biztonsági filozófia fejlődését illeti, a magyar atomerőmű esete jó példának tekinthető.

A bevezetőben említettük, hogy a Szovjetunió által az 1960-as években kínált reaktoroknál (V-230) a tervezés alapjául szolgáló üzemzavarok közül kizárták a legnagyobb átmérőjű primér-köri csővezeték törését és következésképpen a biztonsági rendszereket csak a közepes méretű hűtőközeg-elvesztéses üzemzavarok (LOCA) elleni védelemre tervezték. Ennek a filozófiának a legfontosabb gyakorlati következménye a konténment hiánya volt, ami alapvető eltérést jelentett a világon gyártott összes reaktortól.

Ezt a szovjet álláspontot a paksi blokkok építésének idején többé már nem lehetett fenntartani. Ezért kifejlesztették a VVER-440-es reaktorok második generációját, a V-213-as típust, amelynél gyakorlatilag az összes nemzetközi biztonsági követelményt figyelembe vették. Ennek az lett a következménye, hogy a biztonsági rendszerek teljessé tétele és teljesítőképességének megnövelésén túl megjelent a konténment, tökéletesítették a reaktortartály gyártási technológiáját, valamint korszerűsítették az irányítási rendszereket.

A csernobili balesetet követően továbbfejlesztették az alapvető biztonsági elveket. Ennek eredményeképpen a szovjet szabályzatban is megjelentek a valószínűségi biztonsági kritériumok és ennek megfelelően polgárjogot nyert a valószínűségi biztonsági megközelítés, a súlyos balesetek kezelésére szolgáló eljárások és műszaki megoldások tökéletesítése előtérbe került. Az emberi tényező fontosságának felismerése a kiképzési és újraképzési rendszerek és módszerek továbbfejlesztését eredményezte. Ezen a területen a legjelentősebb hazai fejlemény a teljes-léptékű tréning-szimulátor megjelenése volt, amelyet 1988 végén helyeztek üzembe Pakson. Meg kell azonban állapítanunk, hogy a valószínűségi megközelítés hiánya, vagy jelentőségének kései felismerése károkat okozott. Különösen a balesetelhárítás jobb megtervezése maradt el ennek következtében.

A biztonsági filozófia és az általános biztonsági megfontolások tekintetében Magyarország mindig a nemzetközi követelmények követésére törekedett, arra, hogy ezeket következetesen alkalmazza blokkjaink üzemeltetésében. Ennek megvalósítása érdekében Magyarország szoros kapcsolatokat teremtett és tart fenn a NAÜ-vel és több más nemzetközi szervezet munkájában is részt vesz. Szállítónk alapelveitől és gyakorlatától eltérően már 1982-ben hangsúlyoztuk a valószínűségi biztonsági elemzés jelentőségét [5], ami a biztonság jobb megítélését teszi lehetővé, és közvetlenül ezt követően összehangolt kutatást kezdeményeztünk a valószínűségi biztonsági elemzés (PSA) területén [6]. A PSA ma is az egyik súlyponti kutatási terület.

A VVER-440 (V-213) blokkok speciális konstrukciós jellemzői

A V-213-as blokkok primér körének legfontosabb rendszereit, valamint a biztonsággal kapcsolatos rendszerek egyszerűsített kapcsolási sémáját mutatja a 7. ábra. A primér kör és berendezéseinek legfontosabb tervezési paramétereit az 1. táblázatban adjuk meg.

8. ábra A primér kör geometriai elrendezése

A szokatlanul nagyszámú, összesen hat, primérköri hurkot, mind a meleg, mind a hideg ágban elzáró tolózárral látták el, ami az egyes hurkok leszakaszolását teszi lehetővé. A hideg és meleg ágak csőcsonkjait a reaktortartályon egymás felett, két különböző szinten helyezték el, ami a 8. ábrán látható csővezetéki elrendezést eredményezte. A ferde csőszakasz megléte a meleg ágban nem előnyös, mert LOCA esetén problémákat okozhat a zóna hűtésében.

A reaktortartály feltűnően hosszú (9. ábra). Ezt azzal a ténnyel lehet megmagyarázni, hogy a szabályzórúd kötegek keresztmetszete a fűtőelem kötegekhez hasonlóan hatszögletű, és amikor a zónából kihúzzák őket, a tartály alsó terében elhelyezkedő fűtőelem kötegeket kell a helyükre vinni annak érdekében, hogy elkerüljék a nagy neutron fluxus csúcsokat. Ennek a konstrukciónak az a következménye, hogy a reaktor tartályban még a zóna kiszáradása után is jelentős mennyiségű víz maradna, ami jelentős szerephez juthat egy hipotétikus zónaolvadási folyamatban. A fűtőelem kötegek zárt fala miatt a fűtőelem burkolat felfúvódása, tokozásának szétrobbanása veszélyes dugulást okozhat, ami lecsökkentheti, vagy meg is akadályozhatja a hűtőközeg beáramlását. A vízszintes elrendezésű gőzfejlesztők a szekunder oldalon nagy mennyiségű vizet tartalmaznak, ami előnyös a tápvíz kiesésével járó üzemzavarok esetén. A zóna üzemzavari hűtő rendszerei, valamint a konténment hűtő rendszere nem tér el a szokványos megoldásoktól. Három-három redundáns rendszert építettek be, ezek bármelyike képes egyedül is megoldani a feladatot. A zóna passzív üzemzavari hűtő rendszere 4 hidroakkumulátorból áll, amelyek közül három elegendő a feladat teljesítésére. A segédrendszerek - a villamosenergia ellátás rendszere, a biztonsági hűtővíz rendszer, stb. - nem térnek el lényegesen a szokásostól. Ez azonban nem áll fenn a konténment esetében.

9. ábra A reaktor tartályának vázlatos rajza

A V-213 típusú konténment több terű hermetikus helyiségrendszer, amelyet négyszögletes falak határolnak (10 ábra): Rendelkezésre áll egy passzív rendszer, amely a LOCA első néhány percében csökkenti a nyomáscsúcsot, majd egy aktív befecskendező rendszer periodikus működtetésével hosszú időre biztosítják a belső alulnyomását. Annak ellenére, hogy a rövid idejű túlnyomás miatt a konténment szivárgása viszonylag nagy (5-10%/nap), az integrális radioaktív kibocsátás a megengedett szint alatt tartható. A konténmentet csak belső hatásokra (túlnyomás, magas hőmérséklet) tervezték. Külső terhelések esetén a viselkedése nem teljesen ismert. A földrengéssel szembeni ellenállásának vizsgálata különösen fontos, ezt egy átfogó program keretében valósítják meg. A konténment részletes vizsgálatát, beleértve súlyos baleseti körülmények közötti viselkedését is legfontosabb feladataink egyikének tekintjük.

10. ábra A VVER-440 (V-213) konténment épületének vázlatos rajza

A paksi blokkok biztonságának megtervezését szigorúan determinisztikus alapon történt. A tervezés folyamán a mélységi védelem alapelvét együtt alkalmazták az egyszeres meghibásodás kritériumával. Definiáltak egy biztonsági zónát, amely az erőmű reaktorának az épületétől mért 3 km-es zónát foglal magába.

A biztonság legfontosabb kritériuma az volt, hogy a személyzet, a lakosság és a környezet nem kaphat a megengedettnél nagyobb sugárdózist sem normális üzemi sem üzemzavari állapotok esetén. Ennek a tervezési folyamat idején érvényben levő numerikus értékét tekintve, a konténmentnek biztosítania kell, hogy a személyzet és a lakosság által kapott külső sugárdózis a legnagyobb tervezési üzemzavar esetén sem haladhatja meg a 0,25 Sv értéket, a belső sugárdózis pedig nem lehet nagyobb mint 1,5 Sv a személyzet és 0,75 Sv a lakosság esetén [7].

A tervezés időszaka óta azonban szigorúbb biztonsági követelmények léptek érvénybe. Az atomerőmű normális üzeme alatti kibocsátásból származó évi átlag dózis a szovjet előírások szerint nem haladhatja meg az 1,65 mSv értéket, ami a háttérsugárzást és az orvosi vizsgálatokból származó sugárterhelést nem foglalja magába. Az új magyar előírások szerint az összes mesterséges forrástól származó személyi sugárdózis a lakosságnál nem haladhatja meg az évi 5 mSv értéket, míg az alakalmazottaknál az évi effektív dózis egyenérték nem lehet nagyobb mint 50 mSv. Ezek az értékek az orvosi eredetű dózisokat nem tartalmazzák. Hosszantartó sugárterhelés esetén a dózishatár a lakosságra 1 mSv/év [8].

Üzemzavarokra az (1979 óta érvényes) szovjet előírások új értékei a következők.

A tervezés alapját képező üzemzavarokra az egészségi biztonsági zóna határán a megengedett dózisok:

- külső sugárzásból 0,1 Sv
- belélegzésből, gyermekek pajzsmirigyére 0,3 Sv

A biztonsági elemzés szerint a nagy csőtörés esetén a számított dózis értékek, a konténment megengedett maximális szivárgási sebességét és a legkedvezőtlenebb időjárási viszonyokat feltételezve, rendre 1,02 mSv és 0,695 Sv [7], ami annyit jelent, hogy az erőmű az eredeti tervezési feltételeivel nem tesz eleget az új szovjet követelményeknek. Ha viszont a forrás-tag konzervatív értékeit a szivárgási sebesség és a konténmenten belüli túlnyomás valós értékeivel helyettesítjük, a dózis értékek a megengedett határon belül maradnak. Itt ismét hangsúlyoznunk kell a konténment viselkedésének fontosságát.

A szovjet gyakorlatnak megfelelően egy atomerőmű építése a műszaki terv-dokumentáció elkészítésével és megtárgyalásával kezdődik; a Létesítést Megelőző Biztonsági Jelentést (LMBJ) ennek alapján véglegesítik. A LMBJ tartalmazza az összes fontos műszaki, valamint a telephelyre vonatkozó paramétert, de bizonyítani kell benne a biztonsági kritériumok megvalósulását is.

Az építés során a követelmények változhatnak, és szükséges, hogy ezekhez a teljes blokk illeszkedjék. Az indítás kezdetéig az LMBJ-t el kell készíteni és meg kell jelentetni. A Paksi Atomerőműre vonatkozó LMBJ 30 kötetből áll és tartalmazza a biztonságos üzemeléshez szükséges összes információt.

A tervezési biztonságot jogilag a szovjet főkonstruktőr garantálja, a magyar engedélyező hatóság az ellenőrzésért felel. A későbbiekben részletesebben fogunk beszélni a magyar hatósági szabályozás és ellenőrzés rendszeréről.

1. táblázat

Magyarországon jelenleg nem épül atomerőmű. A következő alaperőművet illetően a koncepciók kidolgozása folyik és megvalósíthatósági tanulmányok készülnek a döntéshozók számára. Ez az erőmű nem szükségképpen atomerőmű lesz, de egyik változatként mindenképpen számításba jön az új atomerőművi blokkok építése. Ebben a helyzetben a legfőbb feladatunk a meglévő blokkok biztonságos üzemeltetésének biztosítása. Ez a feladat két részből tevődik össze: az eredeti biztonsági szint fenntartásából, valamint ennek folytonos növeléséből. Ami a biztonsági szint fenntartását illeti, a cél az, hogy a berendezések elhasználásával kapcsolatos problémákat feltárjuk és megoldjuk.

A Szovjetunióban, Bulgáriában, Csehszlovákiában és NDK-ban felépített első generációs (V-230) VVER blokkok reaktor tartályainak ridegedése olyan szintet ért el, ami további üzemeltetésükben problémákat okoz. A helyzet sokkal jobb a Paksi Atomerőmű reaktor tartályait illetően. A csehszlovák Skoda Művek által gyártott nyomásálló reaktor tartályok acél anyaga a korábbi szovjet tartályokéhoz képest kevésbé hajlamos a ridegedésre. A sugárzás hatását a reaktor tartályban elhelyezett ellenőrző próbatestek időszakos felülvizsgálatával és ellenőrzésével követni lehet. Ezek azt mutatják, hogy a tartályok elérhetik a 35 évre tervezett, vagy még hosszabb élettartamukat törés reális veszélye nélkül. Kutató és fejlesztő munka folyik a várható élettartam és meghosszabbítási lehetőségeinek a meghatározására.

A primér és a szekundér kör legfontosabb berendezéseinél fellépő meghibásodás korai detektálása céljából diagnosztikai ellenőrző rendszereket fejlesztettünk ki és szereltünk fel mind a négy blokknál [9,10]. A diagnosztikai rendszer a legfőbb technológiai berendezések különböző pontjain elhelyezett érzékelők nukleáris és mechanikai jeleit (neutron fluxus, elmozdulás, nyomás és hőmérséklet), illetve ezek időbeni változásának (zajának) jeleit gyűjti és dolgozza fel és ezek alapján következtetni lehet a berendezések állapotára.

Az üzem közbeni ellenőrző rendszer a jól-szervezett karbantartási és javítási tevékenységgel együtt szintén hozzájárul az üzemviteli biztonsághoz. Az erőműn belül jól felszerelt karbantartó szervezet működik, amely a feladatok ellátásához minden szükséges eszközzel rendelkezik.

Az erőmű komoly erőfeszítéseket tesz az üzemeltető személyzet képzése és újra-képzése érdekében. Oktató központunk az operátorok képzéséhez teljes-léptékű szimulátorral van felszerelve. Az alkalmazottak következő generációjának oktatására közép- és felsőfokú oktatási intézmények működnek Pakson.

A biztonság eredeti szinten való tartása azonban nem elégséges. Elfogadva azt a tézist, hogy amit ma biztonságosnak tekintünk, az holnap nem lesz elegendően biztonságos, arra törekszünk, hogy állandóan felülvizsgáljuk és javítsuk blokkjaink biztonságát.

A valószínűségi elemző módszerek egyre jelentősebb szerepet játszanak a biztonság értékelésében [11]. Ezzel a módszerrel négy baleseti esemény-fát értékeltünk ki és azt találtuk, hogy a zónaolvadás valószínűsége 10^-5/reaktor-év nagyságrendbe esik [12]. Ezt a módszert alkalmaztuk a biztonsági rendszerek ellenőrzési gyakoriságának felülvizsgálatára, valamint arra is, hogy az emberi megbízhatóságra számszerű adatokat kapjunk.

Az üzemviteli és üzemzavar eljárások rendszere jelenleg kizárólag esemény-orientált megközelítésen alapul. Megtettük az előkészületeket az állapot-orientált utasítások bevezetésére, aminek az elősegítésére a tervezés alapjául szolgáló üzemzavarokon túli baleseti elemzések és a baleset kezelési módszerek továbbfejlesztésére van szükség. Nemzetközi együttműködés felhasználásával próbáljuk az ezen a területen Magyarország és a fejlett országok között ma még fennálló távolságot csökkenteni.

A Paksi Atomerőmű üzemeltetési biztonságát 1988 végén a NAÜ által szervezett OSART (Biztonságos üzemelést felülvizsgáló szakértő csoport) vizsgálta. A nemzetközi szakértőkből összeállított független csoport igen kedvező megállapításokat tett az erőmű üzemvitelének megbízhatóságáról, de néhány hiányosságot is megállapított, amelyek felszámolását azonnal megkezdtük.

Igen fontosnak tartjuk az üzemeltetési tapasztalatok folyamatos feldolgozását, a következtetések levonását és az eredményeknek az üzemeltetés folyamatába történő visszaillesztését. E munka során hasznosítottuk a saját és idegen erőművek tapasztalatait és erőfeszítéseket tettünk, hogy hozzájussunk a különböző forrásokból származó információkhoz (Üzemzavarokat jelentő rendszer - IRS; Atomreaktorok üzemeltetőinek világszervezete - WANO; kétoldalú kapcsolatok).

11. ábra Be nem tervezett automatikus gyorsleállások. Zárójelben az üzemelő blokkok száma	12. ábra Kollektív dózis blokkokként az egész évben üzemelő blokkokra vonatkoztatva

A reaktorok biztonságvédelmi rendszerének kis számú működése (11. ábra), valamint a kis kollektív dózis értékek (12. ábra) és a megengedetthez képest igen alacsony radioaktív kibocsátási érték az erőmű eddigi biztonságos üzemvitelét bizonyítják [13,14].

A kiégett fűtőelemek végleges tárolásának ügyét, valamint az alacsony- és közepes-szintű radioaktív hulladékok végleges tárolását nem lehet megoldott kérdésnek tekinteni. Bár a kiégett fűtőelemeknek a Szovjetunióba történő visszaállítását szerződés biztosítja, mégsem lehet teljesen kizárni, hogy nehézségek lépnek fel ezen a területen. Az egyéb radioaktív hulladékok esetében a kiválasztott telephely a lakosság ellenállásába ütközött, így ennek megvalósítását sem lehetett eddig megoldani. A közeljövőben mindkét területen haladást kell elérnünk annak érdekében, hogy erőművünk további sikeres üzemeltetését biztosítsuk.

Balesetelhárítási tervek írják elő az erőműben és az erőművön kívül foganatosítandó rendszabályokat. Kívánatos ezek folytonos karbantartása és javítása, amiben a súlyos balesetek elemzése lényeges előrehaladást eredményezhet.

Az atomerőművek biztonságát legmagasabb szinten az 1980-ban elfogadott Atomtörvény szabályozza. Ennek a különböző kormányszinteken kibocsátott végrehajtási utasításai rendelkeznek az operatív feladatokról.

Magyarországon egy meglehetősen bonyolult rendszer szerint folytatják le egy új erőmű engedélyezési eljárását. Tekintve, hogy az engedélyek kiadása több minisztérium és egyéb országos hatáskörű szerv felelősségi körébe tartozik, a létesítés időszakában az összes hatóság képviselőiből összeállított magasszintű állami bizottságé a felelősség, hogy az indítás különböző fázisainak végrehajtására és végezetül a teljes teljesítményen történő üzemeltetésre az engedélyt kiadja.

Az üzemeltetés során az Országos Atomenergia Hivatal (OAH) keretébe tartozó Nukleáris Biztonságtechnikai Felügyelet látja el az ellenőrzés és hátósági szabályozás feladatait. Ennek tevékenységét tudományos háttérintézmények támogatják. Az eljárások alapdokumentumait az Atomerőművek Biztonsági Szabályzatának (ABSZ) különböző kötetei tartalmazzák. A teljes rendszert időről időre felülvizsgálják annak érdekében, hogy jobban illeszkedjék az új biztonsági követelményekhez és kövesse a tudományos-technikai fejlődés eredményeit. Az ABSZ átfogó felülvizsgálata jelenleg folyamatban van azzal a céllal, hogy a NAÜ irányelvek (NUSS=Nukleáris Biztonsági Sorozat) és különösen a már említett INSAG-jelentés figyelembevételével korszerűsítsük ezeket a hatósági szabályozási eljárásokat.

A konkrét műszaki előírásokat tartalmazó szabályzatokat különböző szintű szabványok és utasítások egészítik ki. Az egész bonyolult rendszer működtetése országos szintű összehangolást igényel, ami az Országos Atomenergia Bizottság (OAB) feladata. Műszaki kérdésekben az OAB Műszaki Tudományos Tanácsa az a testület, amely véleményező és tanácsadási jogkörrel rendelkezik, egyidejűleg pedig a Nukleáris Balesetelhárítási Kormánybizottság mellett a Műszaki Tudományos Tanács szerepét is betölti. Maga a Kormánybizottság az a magasszintű testület, amely kidolgoztatja, összehangolja és működés közben ellenőrzi a különböző szintű balesetelhárítási terveket, amelyek tartalmazzák a nukleáris balesetek esetén teendő intézkedéseket. A Bizottság rendszeres gyakorlatok révén győződik meg a balesetelhárítási tervek alkalmasságáról ill. dönt tökéletesítésük szükségességéről.

Az atomerőművekkel kapcsolatos kutatási tevékenység 1981 és 1990 között összehangolt országos kutatásai programok keretében folyik, amelyek a biztonsággal összefüggő témákat mindig súlyponti kérdésként kezelték.

A VVER-típusú reaktorokkal felszerelt atomerőművek az utóbbi években reflektorfénybe kerültek. Különböző nemzetközi fórumokon kritikai megjegyzések hangzottak el a VVER reaktorok biztonságát illetően és meglehetősen sok nehézséget okozott az a tény, hogy sem a szakmai, sem a népszerűsítő közleményekben nem hangsúlyozták elegendő mértékben az első generációs (V-230) és a második generációs (V-213) erőművek közötti lényeges különbségeket. Néhány esetben ráadásul a mi erőművünkben üzemelő VVER típusú blokkokat a csernobili reaktorral azonosították.

Ezek az események rákényszerítették a hazai kutatókat és a kutatások szervezőit, hogy felülvizsgálják eddigi kutatási tevékenységüket és az új nemzetközi irányzatok figyelembevételével határozzák meg a prioritásokat. Az erre a célra létrehozott első munkacsoport összefoglalta az atomerőművek biztonságtechnikájának jelenlegi nemzetközi és hazai helyzetét és ezen az alapon dolgozták ki a kutatás és fejlesztés koncepcióját [15]. Ennek alapján egy szűkebb munkacsoport alakult, amely kidolgozta a biztonsági kutatásokra vonatkozó - a következő három évre szóló - javaslatot.

Mielőtt ezt ismertetem, szeretnék néhány eddig elért eredményről beszámolni.

Néhány év óta folyik a hűtőközeg-elvesztéses üzemzavarok elméleti és kísérleti vizsgálata. A számításokat a RELAP-kód különböző változatainak felhasználásával hajtották végre, a kísérleti munkát pedig a KFKI Atomenergia Kutató Intézetében létesített nagynyomású vizes hurkon végezték el. A hurok részletes leírása a [16,17] irodalomban található. A feltevések szerint a primér kör különböző pontjain előforduló és különböző méretű csőtöréses üzemzavarokat (LOCA) elemezték a zóna vészhűtő rendszerének teljesítőképessége és általában a zóna hűthetősége szempontjából, és ezen vizsgálatok során különleges figyelmet fordítottak a meleg ág ferde csőszakaszára (l. 8. ábrát), ahol a természetes cirkuláció leállhat egy lehetséges víz-zár miatt.

A LOCA-k leküzdésében alapvető szerepet játszik a konténment. A V-213-as típusú blokkok konténmentjének különleges konstrukciójára tekintettel saját fejlesztésű kódok alkalmazása volt az egyetlen lehetőség a termohidraulikai viselkedés elemzésére [18]. a Villamosenergiaipari Kutatóintézetben elvégzett kísérletek a kódok ellenőrzését szolgálták [19,20]. Ezeknek a. kísérletnek az volt a fő célja, hogy igazolják, vajon a passzív (buborékoltató tálcák és légcsapdák) és az aktív (befecskendezés) nyomáscsökkentő rendszerek eleget tesznek-e annak a feladatuknak, hogy a rövid időtartamú belső túlnyomás révén a viszonylag nagy szivárgási sebességet kompenzálják.

A LOCA kutatások harmadik területét az atmoszférába kibocsátott radioaktivitás, valamint annak vizsgálata képezte, hogy az hogyan terjed és milyenek a környezeti hatásai. Ez a tevékenység különösen a csernobili balesettel kapcsolatban vált jelentőssé, amikor is az elmúlt időszak eredményeinek a gyakorlat vizsgáján kellett átesniök. Külön előadások foglalkoznak a csernobili baleset egészségi következményeiről és a környezeti sugárterhelés mérő rendszereiről, ez az oka annak, hogy ezekről nem beszélek részletesebben.

Ugyanez a helyzet a valószínűségi biztonsági analízis és a súlyos balesetek esetében. Ez a két téma a csernobili baleseten keresztül nyert polgárjogot a VVER erőműveket üzemeltető országokban, ezért is helyeztünk különleges hangsúlyt a jövő kutatásai terveiben ezekre a témákra. Külön előadást fogunk hallani a paksi reaktortartályok szilárdsági elemzéséről is, valamint a neutron sugárzás hatására bekövetkező ridegedésről, amik kiinduló alapul szolgálnak majd a nyomástartó edények maradék élettartamára irányuló további kutatásokhoz.

Áttérve a közeljövő terveire, erőfeszítéseinket a következő öt tématerületekre kell koncentrálnunk:

Projektjei:

Projektjei:

Projektjei:

Projektjei:

Projektjei:

Ezt a meglehetősen terjedelmes programot csak szoros nemzetközi együttműködésben lehet sikeresen megvalósítani, hasonlóan, de sokkal intenzívebben, amint azt az elmúlt időszakban tettük.

Az elmúlt évek politikai, gazdasági és társadalmi változásai jelentősen befolyásolták nemzetközi kapcsolatainkat. A KGST-n belül kezdeményezett rendkívül ambiciózus kutatási fejlesztési program, amelynek az egyik kiemelt prioritása az atomenergetika volt, a KGST összeomlása következtében megszűnt. A volt szocialista országok intézményeivel ma már csak részben működnek a korábban szoros kétoldalú kapcsolatok. Ugyanakkor szélesebb lehetőségek nyíltak a nyugati országok felé és úgy tűnik, hogy ezek tovább bővülnek, amire jó példaként éppen ezt a közös szemináriumot lehet említeni. Hazánk jelenlegi nehéz gazdasági viszonyai között kevesebb pénzügyi forrás áll a kutatási és fejlesztési tevékenység rendelkezésére, ezért ma sokkal fontosabb mint valaha, hogy a rendelkezésre álló forrásokat a leghatékonyabban használjuk fel. Ezért nagy erőfeszítéseket kell tennünk, hogy kiszélesítsük nemzetközi kapcsolatainkat, ami megtöbbszörözheti a kutatási és fejlesztési eredményeinket és növeli a kiművelt emberfők számát.

Példaként a bécsi NAÜ-vel kiépített kapcsolatunkat szeretném megemlíteni. Intézeteink részt vesznek jónéhány koordinált kutatási programban és a magyar szakértők számára biztosított ösztöndíjak, tudományos látogatások, valamint szakmai tanfolyamok elősegítik szakértőink képzését. Az idén kéthetes tanfolyamot szervezünk Magyarországon a NAÜ segítségével a súlyos balesetek elemzése és kezelése tárgykörében hazai szakembereink számára. Regionális kutatási téma keretén belül évek óta folynak a kis-csőtöréses üzemzavar összehasonlító vizsgálatai, amelynek Magyarország a koordinátora.

Másik példa nemzetközi kapcsolataink kiterjesztésére az, hogy Magyarország 1989-ben csatlakozott ahhoz a nemzetközi konzorciumhoz, amely támogatja az amerikai Electric Power Research Institute (EPRI) által összehangolt kutatási-programot, amely a súlyos balesetek kísérleti vizsgálatára irányul (ACE project). Ez látszik a leghatásosabb útnak az ezen a területen fennálló hátrányunk csökkentésére. Az az egyezmény, amely nemrég jött létre az amerikai Nukleáris Szabályozási Bizottság (US NRC) és a magyar Országos Atomenergia Bizottság között, valamint az Amerikai-Magyar Tudományos-Technológiai Alap további lehetőségeket biztosít együttműködésünk bővítésére.

Végezetül szeretném annak a ténynek a jelentőségét kihangsúlyozni, hogy atomerőműveink biztonsága nemcsak nemzeti ügy és érdek, hanem globális felelősség. Ennek az alapelvnek gyakorlati megvalósításáért minden tőlünk telhetőt el kell követnünk.

_____________________________

Elhangzott az Amerikai és Magyar Nukleáris Társaságok első közös szemináriumán. (Budapest 1991. ápr. 22-26.) Angolból fordította: Bod László, KFKI.