FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN

ZRÍNYI MIKLÓS NEMZETVÉDELMI EGYETEM Bolyai János Katonai Műszaki Kar Katonai Műszaki Doktori Iskola Alapítva: 2002 évben Alapító: Prof. Solymosi József DSc. FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN Doktori (PhD) értekezés Készítette: Horváth Kristóf Csaba Tudományos témavezető: Prof. Dr. Solymosi József, DSc Budapest, 2005

TARTALOMJEGYZÉK 1. BEVEZETŐ... 5 1.1. Kutatási célkitűzések, módszerek... 5 1.1.1. A tudományos probléma megfogalmazása... 5 1.1.2. Kutatási célkitűzések... 5 1.1.3. Az értekezés felépítése... 6 1.1.4. Kutatási módszerek... 7 1.1.5. A várható tudományos eredmények és azok felhasználhatósága... 8 1.2. A forrástag meghatározásának általános alapelvei... 9 1.2.1. Előzmények... 9 1.2.2. A forrástag... 9 1.2.3. Részkövetkeztetések... 11 1.3. Atomerőművek biztonsága... 12 1.3.1. Mérnöki gátak... 12 1.3.2. Mélységi védelem... 13 1.4. VVER-440/V-213-as reaktorok bemutatása... 16 1.4.1. Fűtőelemek és a reaktor aktív zónája... 17 1.4.2. Primer kör... 20 1.4.3. Szekunder kör... 22 1.4.4. Biztonságvédelmi rendszerek... 22 1.4.5. Részkövetkeztetések... 24 1.5. A hazai nukleárisbaleset-elhárítás döntéstámogató tevékenység... 25 1.5.1. Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer... 25 1.5.2. Az OAH szerepe a magyar nukleárisbaleset-elhárításban... 25 1.5.3. Részkövetkeztetések... 29 2. ELŐRE KISZÁMÍTOTT FORRÁSTAGOK HASZNÁLATA... 30 2.1. Módszertan... 30 2.2. Nagy csőtöréses baleset... 31 2.2.1. Kezdeti esemény... 31 2.2.2. Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása... 31 2.2.3. Baleseti folyamat... 31 2.2.4. Kibocsátási folyamat... 32 2.2.5. A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok... 32 2.2.6. A forrástag meghatározása... 32 2.3. Teljes feszültség-kimaradás és a térfogatkompenzátor lefúvató szelep beragadása 33 2.3.1. Kezdeti esemény... 33 2.3.2. Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása... 34 2.3.3. Baleseti folyamat... 34 2.3.4. Kibocsátási folyamat... 34 2.3.5. A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok... 34 2.3.6. Forrástag meghatározása... 34 2.4. Interfész hőhordozóvesztés a hermetikus téren kívül... 36 2.4.1. Kezdeti esemény... 36 2.4.2. Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása... 36 2.4.3. Baleseti folyamat... 36 2.4.4. Kibocsátási folyamat... 36 2.4.5. A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok... 36 2/123

2.4.6. Forrástag meghatározása... 37 2.5. Gőzfejlesztő csőtörés vagy kollektor-fedél felnyílás... 37 2.5.1. Kezdeti esemény... 37 2.5.2. Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása... 37 2.5.3. Baleseti folyamat... 38 2.5.4. Kibocsátási folyamat... 38 2.5.5. A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok... 38 2.5.6. Forrástag meghatározása... 39 2.6. Részkövetkeztetések... 39 3. A VVER-440/V-213 REAKTOR ÁLLAPOTA ÉRTÉKELÉSÉNEK ÉS ELŐREJELZÉSÉNEK ALAPELVEI... 40 3.1. Értékelés és előrejelzés módszertana... 40 3.2. A három mérnöki gát... 41 3.3. Kritikus biztonsági funkciók... 43 3.3.1. Az első mérnöki gáttal összefüggő kritikus biztonsági funkciók... 45 3.3.2. A második mérnöki gáttal összefüggő kritikus biztonsági funkciók... 45 3.3.3. A harmadik mérnöki gáttal összefüggő kritikus biztonsági funkciók... 46 3.4. A kritikus biztonsági funkciókat fenntartó rendszerek... 48 3.5. Példa alkalmazás... 49 3.6. Részkövetkeztetések... 50 4. A MÉRNÖKI GÁTAK ÁLLAPOTÁNAK MEGHATÁROZÁSA... 51 4.1. Első mérnöki gát állapotának meghatározása... 51 4.1.1. Az első mérnöki gát lehetséges állapotai... 51 4.1.2. Az első mérnöki gát állapotának kvalitatív meghatározása... 53 4.2. A második mérnöki gát állapotának meghatározása... 56 4.2.1. A második mérnöki gát lehetséges állapotai... 56 4.2.2. A második mérnöki gát kvalitatív vizsgálata... 57 4.2.3. A törés méretének és a törésen átáramló aktív közeg mennyiségének becslése 67 4.3. A harmadik mérnöki gát állapotának meghatározása... 84 4.3.1. A harmadik mérnöki gát lehetséges állapotai... 84 4.3.2. A harmadik gát kvalitatív értékelése... 85 4.3.3. Kibocsátási útvonalak... 88 4.4. Visszatartási tényezők... 89 4.5. Részkövetkeztetések... 90 5. A KRITIKUS BIZTONSÁGI FUNKCIÓK ÁLLAPOTÁNAK ÉS A FUNKCIÓKAT ELLÁTÓ RENDSZEREK RENDELKEZÉSRE ÁLLÁSÁNAK MEGHATÁROZÁSA... 92 5.1. Szubkritikusság kritikus biztonsági funkció... 92 5.2. A zónahűtés és a primer köri vízmérleg kritikus biztonsági funkciók állapotának értékelése... 94 5.3. Hőelvonás és primer kör épsége kritikus biztonsági funkciók... 97 5.4. Hermetikus tér épsége kritikus biztonsági funkció... 101 5.5. Részkövetkeztetés... 102 6. ÖSSZEFOGLALÁS... 103 7. ÖSSZEGZETT KÖVETKEZTETÉSEK... 104 3/123

8. AJÁNLÁSOK... 107 9. ÚJ TUDOMÁNYOS EREDMÉNYEK... 108 10. HIVATKOZÁSOK... 110 11. MELLÉKLETEK... 114 11.1. 1. Melléklet Előre számított forrástag példák... 115 11.2. 2. melléklet Sérült blokk adatai veszélyhelyzetben... 117 11.3. 3. melléklet Értékeléshez, előrejelzéshez felhasználandó paraméterek listája... 120 4/123

1. BEVEZETŐ 1.1. Kutatási célkitűzések, módszerek 1.1.1. A tudományos probléma megfogalmazása Az atomerőművi reaktorbalesetek bekövetkezési gyakorisága rendkívül alacsony, azonban a várható következmények súlyossága miatt, különösen az 1986-ban bekövetkezett csernobili reaktorbaleset után nagy jelentőséggel bírnak a baleset-elhárítási felkészüléssel és a katasztrófa-elhárítással foglalkozó szakemberek számára. A következmények csökkentése érdekében óvintézkedések meghatározására és bevezetésére van szükség. A foganatosított lakossági óvintézkedésekkel szemben támasztott legfontosabb szakmai elvárások, hogy optimalizáltak legyenek, azaz formájuk, terjedelmük, időzítésük és időtartamuk a lehető legnagyobb dózis-megtakarítást tegye lehetővé, valamint indokoltak legyenek, azaz több haszonnal járjanak, mint amennyi kárt okoznak. A környezeti következmények értékelése szempontjából az atomerőművi balesetek legfontosabb műszaki jellemzője az úgynevezett forrástag, ami tartalmazza a kibocsátott radioaktív izotópok mennyiségét, minőségi összetételét, a kibocsátás időpontját, időtartamát és magasságát. A Paksi Atomerőmű 30 kilométeres környezetében, a megelőző és a sürgős óvintézkedések zónájában bevezetendő óvintézkedések korai, a kibocsátást megelőző bevezetése jár nyilvánvalóan a legnagyobb dózis-megtakarítással. A következmények kibocsátás előtti értékelését és az óvintézkedési javaslatok meghatározását a forrástag és a meteorológiai előrejelzések alapján készített környezeti szimulációval végzik a sugárvédelmi szakemberek. A forrástag kibocsátás előtti, minél pontosabb, átfogó, de ugyanakkor gyors meghatározása a forrástag szempontjából jelentőséggel bíró folyamatok átfogó elemzését, a kibocsátás megakadályozására és csökkentésére hivatott mérnöki gátak és biztonsági rendszerek állapotának értékelését igényli. 1.1.2. Kutatási célkitűzések 1. A minimálisan rendelkezésre álló mérési adatok alapján gyorsan elvégezhető, átfogó értékelést nem igénylő, előzetesen elvégzett elemzések eredményein alapuló, a Paksi 5/123

Atomerőműre adaptált forrástag-becslő eljárás kidolgozása, a szükséges megalapozó számítások, elemzések elvégzése. 2. A különböző fűtőelem-állapotok bekövetkezési időpontjainak becsléséhez olyan módszer kidolgozása, amelynek segítségével a balesetet értékelők számára rendelkezésre álló technológiai adatok alapján a zóna szárazra kerülésének és a zóna olvadásának időpontja előre jelezhető. A Paksi Atomerőműben rendelkezésre álló technológiai mérések alapján a törés méretének és helyének megállapítására a nemzetközi szakirodalomban szereplő gyorsértékelési algoritmusok összefoglalása és összehasonlítása, valamint VVER-440/V- 213 atomerőműre adaptálása. 3. A kibocsátást megelőző forrástag-becsléshez használt, a konténment szivárgásának meghatározására jelenleg alkalmazott módszerek áttekintése. A hermetikus tér integrális tömörségvizsgálata során alkalmazott mérési és értékelési módszerek áttekintése, a forrástag-becsléshez megfelelő módszer kidolgozása a forrástag-meghatározás konzervativizmusának csökkentése érdekében. 4. A különböző típusú, a forrástag-becslés szempontjából jelentőséggel bíró, a VVER- 440/V-213 típusú reaktorokkal szerelt atomerőművekben elképzelhető reaktorbalesetek áttekintése, gyors azonosításuk és értékelésük módszerének kidolgozása, az ehhez szükséges, optimális számú erőművi mérés meghatározása. 5. A Westinghouse Electric Company által kidolgozott és a Paksi Atomerőműben az operátorok baleseti helyzeti tevékenységének támogatására létrehozott Állapotorientált Kezelési utasítások részeként adaptált Kritikus Biztonsági Funkció Monitorozó rendszer állapotfáinak alkalmazása és továbbfejlesztése a kibocsátást megelőző forrástag-becslési tevékenység támogatására. 6. Módszertan kidolgozása az erőművi állapotértékelést és kibocsátást megelőző forrástagbecslés meghatározásának támogatására. 1.1.3. Az értekezés felépítése A doktori munkámban a teljesítményen működő reaktorok balesetei során a környezetbe kerülő radioaktív kibocsátásokat jellemző forrástagnak a kibocsátást megelőző meghatározásával foglalkozom. 6/123

A dolgozat egy átfogó bevezetésből és 4 a kutatásaimat összefoglaló fejezetből áll (2-5. fejezetek). Az 1. fejezet további részében összefoglaltam a forrástag-becslési eljárás alapjait, definiáltam a későbbiekben részletesen elemzett, a forrástag szempontjából jelentőséggel bíró folyamatokat. Bemutattam a dolgozat témája szempontjából jelentős nukleáris biztonsági megfontolásokat és rendszereket, és bevezettem a későbbi fejezetekben használt szakkifejezéseket. A törvényi háttér feldolgozása révén röviden bemutattam az Országos Nukleáris Baleset-elhárítási Rendszer működését, az Országos Atomenergia Hivatal nukleáris veszélyhelyzetekben folytatott tevékenységét, különös tekintettel az erőművi állapot értékelését, előrejelzését és a forrástag becslését végző nukleáris, valamint a forrástagot az óvintézkedési javaslatok előkészítéséhez felhasználó sugárvédelmi csoport működésére. Ezeken túl az 1. fejezetben bemutattam a dolgozat kidolgozása során felhasznált, az Országos Atomenergia Hivatal CERTA krízisközpontjában rendelkezésre álló elemző kódokat. A 2. fejezet az előre kiszámított forrástagok használatára általam kidolgozott, a Paksi Atomerőműben bekövetkező nukleáris veszélyhelyzet legkorábbi fázisában, korlátozott rendelkezésre álló információ esetén alkalmazandó módszert mutatja be. A 3. fejezet foglalkozik az erőművi állapot-értékelés és előrejelzés szakirodalomban található módszereivel, és bemutatja a VVER-440/V-213 blokkokra az előbbiek felhasználásával általam kidolgozott és a későbbi fejezetekben részletesen bemutatott módszer alapelveit. A 4. fejezet a környezeti radioaktív kibocsátást megakadályozó mérnöki gátak állapotának átfogó értékelési módszerét, míg az 5. fejezet a mérnöki gátakkal szorosan összefüggő kritikus biztonsági funkciók állapotának és az ellátó rendszerek rendelkezésre állásának részletes értékelési módszerét foglalja össze. 1.1.4. Kutatási módszerek A téma kidolgozásának alapja a fellelhető írott és elektronikus, nemzetközi és hazai szakirodalom kutatása, kritikai elemzése, összehasonlítása; a nyugati nyomott-vizes reaktorokra meglévő elemzések és módszereknek a Paksi Atomerőműre való adaptálása. A tématerületen elsősorban az Amerikai Egyesült Államok Nukleáris Hatósága (USNRC), valamint a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség nyilvános dokumentumaira, szakmai és tudományos konferenciák anyagaira, programleírásokra, valamint az Európai Unió által támogatott SESAME, STERPS és ASTRID nemzetközi projektek munkaanyagaira lehet támaszkodni. Az utóbbi három projekt magyar részvétellel zajlott, a projektekben hazánkat az Országos Atomenergia Hivatal képviselte. 7/123

A forrástag-becslési eljárás lépéseinek adaptációját nukleáris elemző szoftverekkel történt saját futtatások és az elérhető szakirodalmi elemzések eredményeivel is alátámasztottam. 1.1.5. A várható tudományos eredmények és azok felhasználhatósága A dolgozat egy átfogó, a baleseti folyamat részletes értékelését és a forrástag kibocsátást megelőző, realisztikus becslését lehetővé tevő módszertannak a Paksi Atomerőműre való kifejlesztése, illetve adaptálása. A kidolgozott módszertan a nukleárisbaleset-elhárítási elemző, értékelő, döntés-előkészítő folyamatba való beillesztésével alkalmas a hazai és VVER-440/V-213-as reaktort üzemeltető országok nukleárisbaleset-elhárítási szervezetei által kidolgozandó óvintézkedési javaslatok megalapozására. 8/123

1.2. A forrástag meghatározásának általános alapelvei 1.2.1. Előzmények Az 1979-ben bekövetkezett Three Mile Island atomerőmű reaktorbalesete után [1], a baleset tapasztalatai alapján a legtöbb, nukleáris erőművet üzemeltető ország jelentős biztonságnövelő intézkedéseket hajtott végre. Ezek a nukleáris biztonságot növelő intézkedések azonban nem csak a reaktorok biztonságának növelését, hanem egy esetleges reaktorbaleset következményei csökkentésének képességét is célozták. Ez utóbbi kapcsán nukleárisbaleset-elhárítási felkészülési intézkedéseket is tettek, többek között említendő a riasztási kritériumok meghatározása, telephelyi és telephelyen kívüli veszélyhelyzet-kezelési szervezetek megalapítása, tervek kidolgozása a lakosság és a környezet védelme érdekében. Az 1986-ban bekövetkezett Csernobili baleset [2] után több országban olyan diszperziós modelleket kezdtek fejleszteni, amelyek alapján számolhatták, és pontosabban előre jelezhették az ilyen események radioaktív kibocsátásainak hatásait. Az 1990-es évek közepén ismerték fel annak szükségességét, hogy a baleset súlyosságának értékelését korábban, már a tényleges kibocsátást megelőzően el kell kezdeni annak érdekében, hogy minél hatékonyabb és hatásosabb lakossági és környezetvédelmi óvintézkedéseket lehessen bevezetni. Egy atomerőműben bekövetkező baleset esetén a mérnöki gátak és a kritikus biztonsági funkciók, valamint a rendszerek állapota alapján a lehetséges radioaktív kibocsátás nagyságrendje előre jelezhető, és ennek alapján az óvintézkedések végrehajtása már a kibocsátás kezdete előtt megkezdődhet, illetve befejeződhet [3]. 1.2.2. A forrástag Radioaktív kibocsátással járó baleset esetén a forrástag az alábbi információkból áll [4]: a) a kibocsátott radioaktív izotópok típusai, b) az egyes kibocsátott izotópok aktivitása, c) a kibocsátás kezdő időpontja, d) a kibocsátás időtartama, e) a kibocsátás magassága. 9/123

A forrástagot a környezeti következmények értékelésére elvégzett számításokhoz izotópspecifikusan kell megadni, a kívánt részletességet a környezeti következményeket számító szoftverek (hazánkban SINAC és RODOS) határozzák meg [5]. Tehát a kibocsátást megelőző, de a baleset bekövetkezése utáni időszakban a forrástag, bemenő adat a környezeti következmények és az óvintézkedési javaslatok meghatározásához. A forrástag izotóp-specifikus meghatározása numerikusan az alábbi képlet kiszámítását jelenti. zónaleltár kibocsátási _ hányad visszatartás konténment _ szivárgás = forrástag A kikerülés, mint fizikai folyamat során azonosan viselkedő izotópokat, az egyszerűsítés érdekében csoportokba szokás sorolni (pl. nemesgázok, jódok, aeroszolok). A zónaleltár meghatározásánál, konzervatívan a névleges teljesítményhez és egyéves kiégetettség szinthez tartozó izotópmennyiséget veszik figyelembe (egyensúlyi zónaleltár). Ezen zónaleltár a tényleges teljesítmény-történet alapján, szükség esetén korrigálható. A kibocsátási hányad elsősorban a zóna, azaz a fűtőelemek állapotától függ. Reaktorbalesetek során a kibocsátott aktivitás nagysága szempontjából az alábbi fűtőelem és hűtőközeg minőségeket, állapotokat különböztetjük meg [6]: a) a hűtőközeg egyensúlyi, normál állapota, a kibocsátás nem jelentős b) spiking teljesítményváltozást követő, a burkolat mikro-repedésein keresztüli kibocsátás, c) réskibocsátás (burkolatsérülés hatására a burkolat és a pasztilla közti légrésben lévő izotópok, főként nemesgáz kibocsátása) d) zónaolvadás, minden izotóp-típus jelentős kikerülésével. A kibocsátási hányad erősen izotóp és időfüggő, mivel az illékony izotópok kibocsátása már a baleset korai fázisában megtörténik. A radioaktív izotópok primer körben történő visszatartása (a kibocsátott aktivitás csökkentése) a baleseti szcenáriótól több szinten függ (pl. kibocsátási útvonal, tartály sérülése). A konténment visszatartási tényező elsősorban a sprinkler rendszer működésétől és a hermetikus tér izolációjának (hermetizálás) sikerességétől függ. A kibocsátás csökkentése 10/123

szempontjából a sprinkler rendszer használatának célja a hermetikus tér levegőjében jelenlévő, elsősorban aeroszol fizikai állapotban lévő radioaktív izotópok kimosása a zsompba, ezáltal csökkentve a környezetbe kerülő aktivitást. Vegyszerek adagolásával a ph szint célértékre állítható és ezáltal a környezeti következmények szempontjából meghatározó jódizotópok mennyisége jelentősen csökkenthető (hidrazin-hidrát + sprinkler vegyszerek) [7]. A konténment megkerülésével járó (úgynevezett by-pass) radioaktív kibocsátások kivételével a konténment az utolsó mérnöki gát a környezeti kibocsátás megakadályozására. A legnagyobb forrástaggal járó kibocsátás olyan nagyenergiájú események következménye lehet, amikor hidrogén vagy gőzrobbanás is bekövetkezik, ami a konténment sérülését okozza. Sokkal valószínűbbek azonban az olyan, alacsony konténment-nyomással járó baleseti folyamatok, amelyek során a konténment izolálása megtörténik és a radioaktivitás a konténment természetes szivárgásával vagy szűrt leeresztéssel kerül ki a környezetbe. Fontos megjegyezni, hogy a súlyos balesetkezelési stratégiáknak jelentős hatása van a hermetikus tér viselkedésére. Elsősorban a sprinkler rendszer működését kell említeni, mivel az lekondenzálva a forró gőzöket csökkenti a hermetikus téri nyomást, és ezáltal biztosítja a konténment sérülésének elkerülését. Másik fontos szempont a forrástag-becslési tevékenység során, hogy meg kell határozni azon időpontokat, amikor a felsorolt zóna és fűtőelem állapotok bekövetkeznek, mivel ezáltal lehet időben alkalmazott, indokolt és optimalizált óvintézkedéseket bevezetni. Ezen időpontok közül a legfontosabb a zóna szárazra kerülése időpontjának meghatározása. 1.2.3. Részkövetkeztetések Atomerőművi reaktorbalesetek esetén, a kibocsátást megelőzően végzett forrástag-becslés összetett feladat, a kibocsátási hányadnak, azaz a zóna állapotának, a visszatartási folyamatok eredményeinek és a konténment viselkedésének együttes értékelését jelenti. 11/123

1.3. Atomerőművek biztonsága A jelen fejezet célja egyrészt a dolgozatban feldolgozott elemzési, értékelési módszerek során használt szakkifejezések jelentésének bemutatása; másrészt a dolgozatban lévő elemzéseket megalapozó, a nemzetközi szakirodalomból származó információk összefoglalása. Az atomerőművek biztonsági szintje manapság jóval magasabb, mint húsz esztendővel ezelőtt. A korábbi fejlesztések biztonsági tekintetben vett korszerűtlensége és a két jelentős következménnyel járó, az előző fejezetben már említett reaktorbaleset arra kényszeríttette az atomerőművek üzemeltetőit, hogy az erőművek biztonsági szintjét jelentős mértékben növeljék. Ezért a ma üzemelő reaktorok már a korábbiakhoz képest többszörös védelmi rendszerrel vannak ellátva. A biztonság az atomerőművek esetén azt jelenti, hogy az erőműveket úgy kell megtervezni, a technikai berendezéseket és a biztonsági rendszereket úgy kell kialakítani, hogy még egy súlyos baleset bekövetkezésekor is biztosítva legyen az erőmű környezetének biztonsága [8]. Ennek a kritériumnak a korszerű atomerőművek (közöttük a Paksi Atomerőmű is) megfelelnek. A fejlesztők egyre több balesetet megelőző rendszereszközt dolgoztak már ki amellett, hogy egyre több baleseti eszkalálódásának megakadályozására is felkészítik a biztonsági rendszereket, valamint a személyzetet. Az atomreaktorokban nagy mennyiségű radioaktív anyag van, aminek sugárzásától a létesítmény dolgozóit védeni kell, egy esetleges baleset esetén pedig az anyag környezetbe jutását meg kell akadályozni [9]. Az atomreaktorokban három alapvető biztonsági feltételt kell teljesíteni, ezek (1) a nukleáris láncreakció hatékony szabályozása, (2) a termelt energia megfelelő elszállítása, (3) a radioaktív anyagok kikerülésének megakadályozása [10]. A felsorolt biztonsági feltételeket az atomreaktorokban az ún. mélységi védelem segítségével valósítják meg. 1.3.1. Mérnöki gátak Az atomreaktorokban a fenti biztonsági követelmények kielégítését egy korábbi koncepció szerint az úgynevezett mérnöki gátakra alapozták. E szerint a lakosság és a környezet védelmét a radioaktív anyagokkal szemben egy esetleges baleseti szituáció esetén egy tömör, szivárgásmentes gátakból álló sorozat biztosítja [11]. Ezek sorrendben: (1) az üzemanyag tabletta és az üzemanyag burkolata, (2) a primer kör csővezetékei (nyomástartó berendezés), 12/123

(3) a hermetikus tér és a lokalizációs torony együttese, az úgynevezett konténment 1. Az egyes gátak elsődleges szerepe, hogy a radioaktív anyag következő gáthoz jutását megelőzze. Az atomerőművi biztonsági elemzések célja annak megállapítása, hogy a gátak állapota normál üzem, üzemi tranziensek (pl. biztonságvédelmi működések), tervezési és tervezésen túli üzemzavarok esetén megfelelő-e. 1.3.2. Mélységi védelem Az egyre szigorodó biztonsági követelmények [12] azonban mérnöki gátak koncepciójának továbbfejlesztésére ösztökéltek. Az új koncepció szerint a reaktorok biztonságának egy magasabb szintű elvárás-rendszernek, a baleset megelőzés, monitorozás (a balesetre utaló jelek figyelése), és a baleset következményeinek enyhítése követelményeknek kell megfelelnie. Ennek megfelelően alakították ki a fenti mérnök gátakat is magába foglaló mélységi védelem elvét. A mélységi védelem elve ellentétben a mérnöki gátakkal nemcsak konkrét technikai megoldásokból áll, hanem egy általánosabb, az egész atomerőművet magába foglaló váz [13]. A mélységi védelem az összes biztonsági rendszert magába foglalja és a fent említett három követelmény lépcső megfelelő szintjéhez kapcsolja őket. Ez a megközelítés nem egy passzív védekező rendszert eredményez, hanem olyant, amely nagyobb hangsúlyt fektet a megelőzésre. Vizsgálja a feltételezhető balesetek okait és azok bekövetkezését próbálja megakadályozni. A 1-1. ábrán összefoglalt mélységi védelem elve öt szintbe rendezi a biztonsági vonatkozású cselekményeket, berendezéseket, eljárásokat. Mindegyik célja, hogy gátolja a következő szint elérését. 1 A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség által kiadott szószedet megkülönbözteti a nyugati atomerőművek alacsony szivárgású containment-jét és VVER blokkok magasabb szivárgású confinment-jét. A szakemberek körében azonban mindkét esetre a konténment kifejezés terjedt el. 13/123

1-1. ábra A mélységi védelem öt szintje [13] 1.3.2.1. Első szint Az egész atomerőművet úgy kell megtervezni, hogy a belső hibákkal szembeni tűrőképessége minél nagyobb legyen, illetve ezek a hibák minél kisebb gyakorisággal forduljanak elő. Minél átfogóbban tanulmányozni kell a normál üzem és az üzemi tranziensek során előforduló körülményeket. Erre alapozva kell ezután megtervezni a létesítményt, természetesen biztosítva a megfelelő biztonsági tartalékot. Minél nagyobb mértékben ki kell zárni az emberi hiba lehetőségét, illetve az ember által kezelt berendezéseket áttekinthetővé, könnyen kezelhetővé kell tenni. A dolgozókat a végzendő feladatnak megfelelően figyelembe véve a lelki terhelést is kell kiválasztani. Meg kell határozni azokat a külső eseményeket, amelyeket jelentős károsodás nélkül még ki kell bírnia a rendszernek. Fontos tényező a leendő atomerőmű telephelyének kiválasztása, például a külső veszélyek, mint szeizmikus események vagy szélsőséges időjárási viszonyok értékelése. A Paksi Atomerőművet érintő külső veszélyek átfogó értékelését és a nemzetközi tapasztalatokkal való összehasonlítását a [14] publikációmban foglaltam össze. Pontosan tisztázott felelősségeket kell meghatározni a tervezéstől a működtetésig. 1.3.2.2. Második szint A létesítményi paramétereket a tervezett működési határokon belül kell tartani, eszközt kell biztosítani annak megelőzésére, hogy a biztonsági korlátokat semmilyen körülmények között ne lépjük át. Ilyen eszközök: állandó mérések (pl. nyomás, hőmérséklet az aktív zónában), 14/123

időszakos ellenőrzések és vizsgálatok (pl. hermetikus tér integrális tömörségpróbája), állandó karbantartás, a biztonsági rendszerek időszakos próbája. Ügyelni kell a kijelző műszerek pontos működésére, hiba esetén késlekedés nélkül javítani kell azt, még akkor is, ha ez termeléskieséssel jár. Mindent el kell követni annak érdekében, hogy az elvileg kizárható hibák a gyakorlatban se forduljanak elő. A hibák felfedésére és az események okainak meghatározása érdekében az atomerőműben bekövetkező eseményeket minden esetben ki kell vizsgálni, a hibák elhárítására a kivizsgálás alapján javító intézkedéseket kell meghatározni. A kivizsgálási tevékenység egyik speciális eszköze az úgynevezett alapvető ok elemzés 2 [15], amelynek módszerét én dolgoztam ki a magyar nukleáris hatóság számára; a 2003-ban a 2. blokki 1. aknában bekövetkezett üzemzavar alapvető ok elemzését a [16] cikkben publikáltam. 1.3.2.3. Harmadik szint A mélységi védelem első két szintje arra szolgál, hogy a hibák valószínűségét minél jobban lecsökkentsék. Ennek ellenére, a különböző üzemzavarok és balesetek lehetősége nem zárható ki. Ezért néhány úgynevezett várható üzemi eseményre 3 fel kell készíteni a rendszert. Ezek a várható események olyan okokból származnak, amelyeket az állandó ellenőrzések ellenére sem zárhatunk ki (pl. belső anyaghiba miatti csőtörés, természeti katasztrófa stb.). Olyan rendszerekre van szükség, amelyek segítségével a várható helyzet kezelhető. Erre valók a biztonsági rendszerek, amelyeket úgy kell megtervezni, hogy automatikusan induljanak, és az emberi beavatkozást csak egy bizonyos idő múltán amikor a körülményeket már pontosan ismertek és áttekinthetőek szabad megengedni. Ezen üzemzavarok esetén ezek a rendszerek megőrzik az aktív zóna épségét. A radioaktív anyagok kibocsátása így a megfelelő szintre szorítható még a legrosszabb még várható tervezésnél figyelembe vett üzemzavar esetében is. 1.3.2.4. Negyedik szint Fel kell készülni arra az esetre is, amikor olyan meghibásodás következik be, ami olyan üzemzavarhoz vezet, amit a 3. szinten figyelembe vett tervezési események közé nem soroltak be, vagy több, független tervezési hiba fordul elő egy időben. Itt ki kell emelni, hogy olyan 2 Root Cause Analysis 3 Anticipated tranzients 15/123

eseményekről van szó, amelyek bekövetkezési gyakorisága nagyon csekély (pl. a többszörös biztonsági rendszer meghibásodása), de a súlyos következményekre való tekintettel mégis fel kell készülni a bekövetkezésükre. Ilyen esetekben a biztonsági rendszerek már nem nyújtanak megfelelő védelmet, előfordulhat a reaktorok számára legsúlyosabb szituáció, a zónaolvadás, ami magas radioaktív kibocsátással járhat. Így itt a cél az, hogy ezen események valószínűségét az adott körülmények között csökkentsük, és olyan rendszereket iktassunk be, amelyek pl. a zónaolvadás mértékét csökkentik vagy legalábbis késleltetik, időt hagyva egyéb intézkedésekre (pl. lakosság kitelepítése). 1.3.2.5. Ötödik szint A bekövetkezett radioaktív kibocsátás esetére is fel kell készülni, bár ezekre az intézkedésekre csak az előbbi négy szint sérülése után van szükség. Ezen intézkedések már nem az atomerőmű hatáskörébe tartoznak, hanem telephelyen kívüli hatóságok intézkedéseit jelentik. Ezeket a teendőket veszélyhelyzeti intézkedési tervekbe kell foglalni, a döntéseket a terv és a működésbe lépő szakértői csapat véleménye alapján kell meghozni. Fontos, hogy ilyen szituáció esetén is minden olajozottan működjön, ezért rendszeres gyakorlatokat kell tartani a megfelelő szervek bevonásával (Országos Atomenergia Hivatal, Országos Katasztrófavédelmi Főigazgatóság, Megyei Védelmi Bizottságok). A 2004. évben tartott átfogó, többfokozatú nemzeti törzsvezetési gyakorlat tapasztalatairól a [17] publikációmban számoltam be. 1.4. VVER-440/V-213-as reaktorok bemutatása A paksi VVER-440/V-213 típusú reaktorblokkok nyomott-vizes, könnyűvíz moderátorú, termikus reaktorral üzemelő, telített gőz-körfolyamatú erőművi rendszerek. Az egyes reaktorblokkok két körös kialakításúak, ennek megfelelően radioaktív primer körből és nem radioaktív szekunder körből állnak. A primer és szekunder körök legfontosabb berendezéseinek elvi kapcsolási sémáját a 1-2. ábra szemlélteti. 16/123

1-2. ábra A VVER-440/V-213 atomerőmű elvi működési sémája 1.4.1. Fűtőelemek és a reaktor aktív zónája A reaktor üzemanyaga urán-dioxid (UO 2 ), amit a 1-3. ábrán látható kb. 9 mm magas, 7.6 mm átmérőjű hengeres pasztillákká préselnek össze. Az uránpasztillákat egy cirkónium-nióbium ötvözetből készült, 2.5 m hosszú, 9 mm külső átmérőjű csőbe (a burkolatba) helyezik, amit feltöltenek hélium-gázzal, majd hermetikusan lezárnak. A burkolat megakadályozza a hasadványok kikerülését a hűtővízbe. 1-3. ábra UO 2 pasztillák 1-4. ábra Fűtőelemkazetta 1-5. ábra Aktív zóna Az üzemanyag pasztillák és a burkolat együtt alkotják a fűtőelem-pálcát. A burkolat és az uránpasztillák között egy vékony gázrés található annak érdekében, hogy üzem közben legyen 17/123

elegendő hely a pasztilla hőtágulására és az üzemanyagból kiszabaduló gáznemű radioaktív izotópok számára. Mivel a több tízezer fűtőelem-pálca egyenkénti mozgatása, cseréje gyakorlatilag megoldhatatlan lenne, a fűtőelemeket a 1-4. ábrán látható kötegekbe foglalják. A VVER-440-nél a fűtőelem-kötegek (kazetták) hatszöges keresztmetszetűek, és egyenként 126 fűtőelemet tartalmaznak. A kazettákban lévő UO 2 üzemanyag dúsítása 1.6, 2.4, vagy 3.6 % lehet. A kazetták 14.4 cm laptávolságúak. A 1-5. ábrán látható aktív zónában összesen 349 kazetta fér el, ebből az üzemanyagkötegek száma 312. A VVER-440 reaktortípusban a láncreakció szabályozásához a hűtőközegbe kevert bórsavat és a fűtőelem-kötegekkel azonos méretű abszorbens (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek felülről lógnak be a zónába. A reaktorban összesen 37 ilyen szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30 állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az úgynevezett biztonságvédelmi rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az üzem közbeni teljesítmény-szabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelem-kazettát kapcsolnak, így a kihúzott abszorbensek helyén is üzemanyag található. Az aktív zónát a 312 db üzemanyag-kazetta, a 37 db abszorbens rúd és a moderátor szerepét is betöltő hűtővíz alkotja. 1.4.1.1. Maradványhő Az atomreaktorban leállítása után is még bizonyos ideig nagy mennyiségű energia (úgynevezett maradványhő) szabadul fel, mivel a radioaktív elemek bomlása és ezzel a hőtermelés tovább folytatódik. A maradványhő elvitele, amely a láncreakció leállása után a 1-6. ábrán látható exponenciális görbe szerint termelődik a zónában, jelenti a legnagyobb kihívást a reaktorok biztonsága szempontjából, mivel emiatt kell az aktív zóna hűtését a láncreakció leállása után is hosszútávon biztosítani [18]. 18/123

250 Teljesítmény MW(t) 200 150 100 50 0 1 sec 1 perc 1óra 1 nap 1 hét 1 hónap IDŐ 1-6. ábra A VVER-440/V-213 reaktor maradványhőjének alakulása [18] 1.4.1.2. Egyensúlyi zónaleltár 4 A zónában az ott lejátszódó hasadási és aktivációs folyamatok eredményeként a periódusos rendszer közel minden eleme megtalálható [19]. A környezeti radioaktív kibocsátás szempontjából a zónában található radioaktív anyagok izotóponkénti mennyisége, az úgynevezett zónaleltár tekinthető a forrásnak. A 1-1. táblázatban szereplő hasadási és aktivációs termékek listája [20] az egy ciklust már üzemelő, 30 perce leállított reaktor zónájában lévő, a kibocsátás szempontjából jelentős (a nukleáris veszélyhelyzet korai fázisában a dózisok jelentős részét okozó) izotópokat és azok aktivitását tartalmazza 1 MW elektromos energiára normálva. A táblázatban szereplő értékek konzervatívan fedik a zóna izotópleltárát, mivel egy rövidebb ciklus, alacsonyabb kiégetettség vagy hosszabb ideje leállított reaktor esetén a zónában lévő izotópok aktivitása ennél alacsonyabb. 4 Core inventory 19/123

Izotóp (I) Mennyiség [kbq/mwe] Izotóp (I) Mennyiség [kbq/mwe] Kr-85b 2.07E+10 I-132b 4.44E+12 Kr-85mb 8.88E+11 I-133b 6.29E+12 Kr-87b 1.74E+12 I-134b 7.03E+12 Kr-88b 2.52E+12 I-135b 5.55E+12 Rb-86 9.62E+08 Xe-131mb 3.70E+10 Sr-89b 3.48E+12 Xe-133b 6.29E+12 Sr-90b 1.37E+11 Xe-133mb 2.22E+11 Sr-91b 4.07E+12 Xe-135b 1.26E+12 Y-90 1.44E+11 Xe-138b 6.29E+12 Y-91b 4.44E+12 Cs-134b 2.78E+11 Zr-95 5.55E+12 Cs-136b 1.11E+11 Zr-97 5.55E+12 Cs-137b 1.74E+11 Nb-95 5.55E+12 Ba-140b 5.92E+12 Mo-99b 5.92E+12 La-140b 5.92E+12 Tc-99m 5.18E+12 Ce-141 5.55E+12 Ru-103b 4.07E+12 Ce-143 4.81E+12 Ru-105 2.66E+12 Ce-144b 3.15E+12 Ru-106 9.25E+11 Pr-143 4.81E+12 Rh-105 1.81E+12 Nd-137 2.22E+12 Te-127 2.18E+11 Np-239b 5.92E+13 Te-127m 4.07E+10 Pu-238 2.11E+09 Te-129 1.15E+12 Pu-239 7.77E+08 Te-129mb 1.96E+11 Pu-240 7.77E+08 Te-131mb 4.81E+11 Pu-241 1.26E+11 Te-132b 4.44E+12 Am-241 6.29E+07 Sb-127b 2.26E+11 Cm-242 1.85E+10 Sb-129b 1.22E+12 Cm-244 8.51E+08 I-131b 3.15E+12 1-1. táblázat Egyensúlyi zónaleltár 1.4.2. Primer kör Az aktív zóna a függőleges elhelyezésű, hengeres reaktortartályban található, melynek teljes magassága 13.75 m, külső átmérője 3.84 m. A tartály acélból készült, falvastagsága az aktív zóna magasságában 14 cm, belülről pedig 9 mm vastag rozsdamentes acél bevonattal van ellátva a korrózióvédelem céljából. A tartályon különböző magasságban helyezkedik el a hűtőközeg be- és kivezetésére szolgáló hat belépő és hat kiömlő csonk. Az aktív zónában felszabaduló hő elszállítása a reaktorhoz csatlakozó 6 darab hűtőkör feladata. Ezek térbeli elrendezése látható a 1-7. ábrán [21]. A hűtőkörök között eltérés csak abban van, hogy az egyik körhöz kapcsolódik a nyomás szabályozhatóságát lehetővé tevő úgynevezett térfogatkompenzátor. 20/123