Reaktor biztonsági kísérletek,

SPERT és BORAX kísérletek Reaktor biztonsági kísérletek, reaktorbalesetek Dr. Aszódi Attila, Csige András BME NTI Hogyan reagál a reaktor a megszaladásra? A növekvő termikus teljesítmény, a növekvő hőmérsékletek hogyan befolyásolják a nukleáris teljesítményt? Mi történik, ha forrni kezd a víz a zónában? Mi történik, ha nincs operátori, illetve automatikus beavatkozás? Mennyit bír ki a zóna sérülés nélkül? Milyen folyamatok zajlanak le a zóna sérülése közben? BORAX, SPERT-kísérletek (USA, Idaho: National Reactor Testing Station) Reaktorbalesetek / 1 Reaktorbalesetek / 2 BORAX-I (1953 május - 1954 július 22.) Boiling Water Reactor Experiment Medence típusú reaktor, 1.4 MW t nagy dúsítású fémurán üzemanyag Több mint 200 megszaladásos kísérlet A forralóvizes reaktor belső biztonsággal rendelkezik! (ennek ellenére végül csak sikerült felrobbantani) BORAX II-V (BORAX-III: kísérleti erőmű!) (roncstelepről szerzett turbinával ) SPERT-I (1953-1964) Special Power Excursion Reactor Tests Cél: oktatóreaktorokat az egyetemekre A biztonság a legfontosabb szempont! 1953-1962: egyre erőteljesebb megszaladásos kísérletek MTR üzemanyaggal, egészen a zóna megsemmisüléséig Reaktorbalesetek / 3 Reaktorbalesetek / 4

SPERT-I kísérletek SPERT-I kísérletek Minél kisebb a periódusidő, annál nagyobb a megszaladás során elért maximális teljesítmény Magasabb kezdeti hőmérséklethez alacsonyabb maximális teljesítmény tartozik Reaktorbalesetek / 5 Minél kisebb a reaktivitásbevitel sebessége, annál kisebb a megszaladás során elért maximális teljesítmény Reaktorbalesetek / 6 SPERT-I kísérletek Minél nagyobb a kezdeti teljesítmény, annál kisebb a megszaladás során elért maximális teljesítmény Reaktorbalesetek / 7 SPERT-I kísérletek 1962-1964: UO 2 üzemanyagú zóna vizsgálata Üzemanyagsérüléssel járó kísérletek Üzemanyag UO 2 Üzemanyag dúsítottsága, m% 4 Üzemanyagpálca hossza, cm 182.88 Egy pálca üzemanyagtöltete, kg 1.6 Üzemanyagpálcák száma 590 illetve 599 Üzemanyagpálca külső átmérője, mm 12.7 Burkolat vastagsága, mm 0.7 Üzemanyagpálcák rácstávolsága, mm 16.8 Dátum 1963.11.10. 1964.04.14. Üzemanyagpálcák száma 590 599 Bevitt reaktivitás, $ 2.62 3.3 Kezdeti periódusidő, ms 2.2 1.55 Maximális teljesítmény, MW 17400 35000 Teljesítménycsúcs energiája, MWs 86 95 A tranziens során felszabadult összes energia, MWs 155 165 Mért maximális nyomás, bar 4.48 11.38 Mért maximális burkolathőmérséklet, C 600 680 Elszíneződött üzemanyagpálcák száma 154 174 Elhajlott üzemanyagpálcák száma 137 145 Pálcákból kiszabadult üzemanyag tömege, kg 2.2 2.4 Reaktorbalesetek / 8

SPERT-I további tapasztalatok Doppler effektus: prompt negatív visszacsatolás A Doppler-együttható függ a hőmérséklettől (~T -½ ) Az üzemanyag elhajlása késleltetett pozitív visszacsatolás Az üzemanyagpálca törése elősegítheti a tranziens befejeződését (csökken a reaktor reaktivitása) Az üzemanyagpálcák törését a beléjük jutó hűtővíz elforrása miatt gyorsan megemelkedő nyomás okozta SPERT-II-III Energetikai nyomottvizes reaktorok biztonságának vizsgálata SPERT-II: max. 200 C, 25.8 bar, 1.26 m3/s 93.5% 235 U, U-Al ötvözet üzemanyag, H 2 O vagy D 2 O SPERT-III: max. 343 C, 172.4 bar, 1.26 m3/s 93.5% 235 U, U-Al ötvözet üzemanyag, H 2 O moderátor Hőmérséklet, hűtőközeg-forgalom, forrás, moderátor hőmérsékleti reaktivitástényező vizsgálata (SPERT-IV: medence típusú reaktor, teljesítmény-oszcillációk vizsgálata) Video Reaktorbalesetek / 9 Reaktorbalesetek / 10 LOFT - Loss of Flow Test Nyomottvizes reaktor, kísérleti célokra. Kezdetben LB-LOCA kísérleteket végeztek vele. A TMI baleset után áttértek a kis csőtörésekre. Az utolsó tesztnél szándékosan megolvasztották a zónáját. Az eredményeket számos termohidraulikai kód fejlesztésénél felhasználták (RELAP5, TRAC-BD1). Üzemanyag terhelési/olvasztási kísérletek PBF - Power Burst Facility TREAT - Transient Reactor Test Facility Driver core Max. teljesítmény: 19000 MW Max. energia: 2900 MWs Periódusidő: min. 0.023 s. Reaktorbalesetek / 11 Reaktorbalesetek / 12

Európa, ma: PHEBUS 2K Project (Franciaország) Nagy kiégetettségű és/vagy a MOX üzemanyag viselkedésének vizsgálata üzemzavari körülmények között. Zónaolvadék vizsgálata (zónaolvadék-beton kölcsönhatás, zónaolvadék-víz kölcsönhatás, konténment fűtés). Hidrogéngáz keletkezésének a vizsgálata a zóna sérülése, illetve újraelárasztása során. Hasadási termékek transzportjának és a jód viselkedését befolyásoló kémiai reakcióknak a vizsgálata. PHEBUS 2K Medence típusú reaktor, egy nagynyomású teszthurokkal. PWR üzemanyagból álló zóna. 40 MW termikus teljesítmény. Üzemanyagpálcák aktív hossza: 80 cm. Gőzfejlesztő, konténment, ZÜHR. Reaktorbalesetek / 13 Reaktorbalesetek / 14 Zónasérüléssel járó balesetek és üzemzavarok Zónasérüléssel járó balesetek és üzemzavarok NRX, 1952. december 12 Chalk River, Kanada Természetes urán üzemanyag, D 2 O moderátor, H 2 O hűtőközeg. 2 2 Függőleges hűtőcsövek a nehézvízzel feltöltött tartályban Az alagsorban tévedésből kinyitottak néhány megkerülő szelepet, ezzel a szabályozórudak egy részét kihúzták a zónából. A helyesbítés után az alagsorból telefonon keresztül adtak (téves) utasítást a vezénylőbe, ezért néhány szabályozórudat kihúztak a zónából. A teljesítmény növekedése miatt a vezénylőben megnyomták a vészleállító gombot, de a rudak egy része nem esett be a zónába. Reaktorbalesetek / 15 Reaktorbalesetek / 16

A reaktort a moderátor leürítésével sikerült leállítani. A fűtőelemek egy része megolvadt, a szennyezett nehézvíz moderátor az épület alagsorában gyűlt össze. Az épületet dekontaminálták, a reaktort újjáépítették. Tanulságok: 1. Reaktivitás-változással járó beavatkozásra csak a vezénylőhelyiségben legyen lehetőség. 2. A rudak helyzetét megbízhatóan és folyamatosan ki kell jelezni. 3. Kétoldali hangostelefon-kapcsolatot kell létesíteni a különböző helyiségekben tevékenykedő operátorok között. 4. A legfontosabb kezelőszerveket könnyen elérhető helyen kell elhelyezni a vezénylőpulton. EBR-I (Experimental Breeder Reactor) 1955. november 29. Idaho Falls, USA Folyékony Na hűtésű gyors tenyészreaktor Bizonyos körülmények között (magas hőmérsékleten, alacsony zónaforgalom mellett) pozitív a reaktivitás hőmérséklet-tényezője kísérlet: még magasabb hőmérsékleten kompenzálja-e a Doppler effektus Operátorhiba (gyorsleállító gomb helyett lassú leállás) zónaolvadás A pozitív hőmérséklettényezőt az üzemanyagpálcák hőtágulás miatti elhajlása okozta Kb. focilabda méretű zóna Reaktorbalesetek / 17 Reaktorbalesetek / 18 Windscale, 1957 október 8. Sellafield, Anglia Természetes fémurán üzemanyag, grafit moderátor, léghűtés. Wigner-effektus: 200-300 C-os hőmérsékleten neutronsugárzásnak kitett grafit fizikai tulajdonságai megváltoznak. A besugárzást követő felmelegítéskor a tárolt energia hő formájában felszabadul. Windscale-ben a grafit hőkezelését kikapcsolt hűtőventillátorok mellett, nukleáris felfűtéssel végezték. Két nappal később, egy rutin levegőaktivitás-ellenőrzés során észlelték a problémát. Az árnyékoló fal egy részének eltávolítása után fedezték fel, hogy a fűtőelemek egy része vörösen izzik. A reaktort először szén-dioxiddal próbálták eloltani, majd végül vízzel oltották el. A reaktor mintegy 500 km 2 -es környezetében a baleset után 6 hétig a tejet emberi fogyasztásra alkalmatlannak minősítették és elkobozták. A teljesítménymérő műszer hibája és a termoelemek rossz elhelyezése miatt a felfűtést a megengedettnél jóval nagyobb sebességgel végezték. A zóna egyes részein az urán és a grafit túlmelegedett, majd meggyulladt. Reaktorbalesetek / 19 Reaktorbalesetek / 20

SL-I (Stationary Low-Power Plant No 1) 1961. január 3. Idaho Falls, USA 93 %-os dúsítású U-Al-Ni ötvözet üzemanyag, bór kiégő méreg. Forralóvizes reaktor, természetes áramlással. 3 MW hőteljesítmény, 200 kw elektromos teljesítmény, 3 év működés átrakás nélkül. A balesetben mindhárom, a műveletben résztvevő operátor meghalt. A feltételezések szerint az egyik operátor a szabályozó rudak hajtásának szerelése közben kirántotta az egyik szabályozórudat a zónából. A baleset időbeni lefutása: Reaktorbalesetek / 21 34 ms: A vízoszlop a tartály fedelének ütközik, a nyomás eléri a 700 bar-t.... A nyomás a rúdszárak védőhüvelyét 26 m/s sebességgel kiveti a csőcsonkokból. A tartály megemelkedik, elnyírja a csatlakozó csöveket. A rúdvezető köpenyek behorpadnak, a tartály deformálódik. 160 ms: Az első védőhüvely eléri a mennyezetet. A víz 66 %-a, a hasadási termékek 5-10%-a elhagyja a tartályt. 800 ms: A tartály a mennyezetnek ütközik.... A hőszigetelés leszakad a tartályról. 2000-4000 ms: A tartály visszaesik a helyére. A baleset időbeni lefutása: -500 ms: Megkezdődik a középső rúd kihúzása. -120 ms: Rúdhelyzet: 40.6 cm, a reaktor kritikus.... Rúdhelyzet: 50.8 cm, megszaladás. 0 ms: a teljesítmény eléri a maximumát (20 GW)... A középső 16 fűtőelem lemezeinek 5 %-a elgőzölög. kb. 2 ms: A megszaladás befejeződik. A felszabadult összes nukleáris energia 133 MWs... Az aktív zóna 20%-a károsodik, a középső 16 elem lemezeinek 50%-a megolvad, a középső rúd köpennyel együtt kivetődik a zónából.... A zónában a gőznyomás 35 bar-ra nő, ez a zóna feletti vízoszlopot 49 m/s sebességre gyorsítja fel. SL-I (Stationary Low-Power Plant No 1) 1961. január 3. Idaho Falls, USA Az elhárítók 1 embert halva, 1 embert élve találtak a reaktorcsarnokban. Reaktorbalesetek / 22 A 2. személy a kórházban meghalt (bőrfelületén ~4 Gy/h). Az őt t kezelő nővér számottevő külső dózist kapott. A 3. személyt csak egy újabb mentesítő csoport találta meg később, a plafonba tűzve. A holttest helyén ~10 Gy/h dózisteljesítmény volt mérhető. Az 1. személy holttestét január 3-án, a 3. holttestét január 9-én tudták kivinni az épületből. A kimentési műveletek alatt 23 személy kapott 30 msv-nél nagyobb egésztest dózist. Közülük 3 személy ~250 msv/fő dózist szenvedett el. Reaktorbalesetek / 23 Reaktorbalesetek / 24

SL-I (Stationary Low-Power Plant No 1) 1961. január 3. Idaho Falls, USA A 1961 photograph of the damaged top of the SL-1 reactor vessel was reused in 1981 to convey a safety message http://www.inl.gov/proving-the-principle/ Reaktorbalesetek / 25 Három nappal később, magas primer köri aktivitás miatt újra leállították a reaktort. A fűtőelemeken textil- és sörtemaradványokat találtak, melyek a tisztításnál használt rongyokból és kefékből származtak. Az eset elkerülhető lett volna, ha a doboz oldallapjait színes anyagból készítik, és a reaktortartályba helyezett tárgyakról pontos nyilvántartást vezetnek. Színes fólia és cipővédő használata napjainkban Reaktorbalesetek / 27 ETR (Engineering Test Reactor), 1961. december 12. Idaho Falls, USA Anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor. 93 %-os dúsítású U-Al ötvözet üzemanyag, könnyűvíz moderátor és hűtőközeg, 175 MW hőteljesítmény. Egy átlátszó plexidobozt a reaktortartályban felejtettek. A reaktor elindítása után a plexi megolvadt, és néhány fűtőelemet elzárt. A reaktort a neutrondetektorok jelének ingadozása (oka: a hűtőközeg forrása), illetve több sugárvédelmi monitor jelzése miatt állították le. A vizsgálatok szerint 6 fűtőelemben összesen 18 üzemanyaglemez részlegesen megolvadt. A hibás fűtőelemek és a szennyeződés eltávolítása után a reaktort újraindították. MTR (Materials Testing Reactor), 1962. november 13. Idaho Falls, USA Kutató, anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor. Reaktorbalesetek / 26 93 %-os dúsítású U-Al ötvözet üzemanyag, könnyűvíz moderátor és hűtőközeg, 40 MW hőteljesítmény. Az egyik fűtőelemen a forgalom lecsökkent, a hűtővíz aktivitása megemelkedett. A sugárvédelmi monitorok bejeleztek, az épületet kiürítették. A hűtővíz lecserélése után néhány fűtőelemen fekete színű szennyeződést találtak, eltávolítása után a reaktort újraindították. A primer köri aktivitás megemelkedése miatt a reaktort leállították, az egyik fűtőelemet eltávolították. A vizsgálatok szerint az egyik lemez kismértékben megolvadt. A lemez mindkét oldalán a hűtőcsatorna el volt záródva. Az idegen anyag az egyik tartályfedél tömítésétől származott. Reaktorbalesetek / 28

ORR (Oak Ridge Research Reactor), 1963. július 1. Oak Ridge, USA Oktató, anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor. 90 %-os dúsítású U-Al ötvözet üzemanyag, könnyűvíz moderátor és hűtőközeg, 30 MW hőteljesítmény. A teljesítmény ingadozása és a hűtővíz aktivitásának emelkedése miatt a reaktort leállították. A hűtővíz lecserélése után az egyik fűtőelemen egy neoprén tömítést találtak. A tömítés a tartályhoz csatlakozó egyik csőből került a zónára a hűtőköri szivattyúk beindítása után. Az érintett fűtőelem egyik üzemanyaglemeze részlegesen megolvadt. A hibás fűtőelem kicserélése után a reaktort újraindították. Enrico Fermi-1, 1966. október 5. Lagoona Beach, USA Nátrium hűtésű szaporító reaktorral felszerelt atomerőmű prototípusa. 200 MWt, 60 MWe Abnormálisan magas kilépő hőmérséklet és magas konténment aktivitás miatt állították le a reaktort. 4 üzemanyagköteg károsodott, ebből 2 megolvadt. Az üzemzavar oka: a zóna alatti terelőidom burkolatát nem rögzítették le megfelelően. Az áramlás okozta rezgések hatására a felfelé áramló hűtőközegben két lemez leszakadt a tartócsavarokról, és a zóna alá került. Ez okozta a hűtőközeg forgalmának lecsökkenését és a zóna károsodását. A reaktort négy évvel később helyezték ismét üzembe. Reaktorbalesetek / 29 Reaktorbalesetek / 30 Tűz a Browns Ferry atomerőműben Dectaur, Alabama, USA 1975. március 22. BWR, 3293 MWt, 1065 MWe A baleset előtt a reaktorépület szivárgása meghaladta az engedélyezett értéket, ezért elkezdték a kábelvégek tömörségvizsgálatát. A baleset napján az egyik kábelátvezetőnél egy munkás nehezen hozzáférhető helyen egy nyílást talált, amit poliuretán-lemezzel tömített el. A szivárgás-vizsgálatot egy égő gyertyával végezte, amitől az utólag behelyezett tömítés begyulladt. (12:20) A tüzet nem sikerült eloltania, az átterjedt a kábelrendezőre. A benn tartózkodó munkások miatt a CO2 tűzoltó rendszer bénítva volt, későn tudták bekapcsolni. A tüzet itt 16:20-ra sikerült eloltani. Reaktorbalesetek / 31 A tűz ezalatt átterjedt a reaktorépületbe is, ahol csak 19:45-re sikerült eloltani (vízzel). Az 1. blokkot 12:51-kor, a 2. blokkot 13:00-kor állították le az operátorok. A 2. blokkon a zóna hűtése problémamentes volt. 13:00-kor az 1. blokk főgőzvezetékének szakaszoló szelepe lezárt, így megszűnt a tápturbinák gőzellátása is. A kábelsérülések miatti feszültségkiesések következtében a ZÜHR sem működött. 20 perc alatt lecsökkentették a nyomást 78 bar-ról 18 bar-ra, és a kondenzátum segédszivattyúkkal juttattak vizet a reaktortartályba. A reaktor vízszintje 3.8 m-t esett, de még így is 1.2 m-rel az aktív zóna felső széle fölött maradt. 18:00-kor a nyomáscsökkentő szelepek elektromos hiba miatt bezártak, a nyomás nőni kezdett, 24 bar-nál leálltak a kondenzátum segédszivattyúk. Reaktorbalesetek / 32

A reaktortartályba a szabályozórúd-hajtások záróvizének szivattyújával tudtak vizet juttatni. 21:50-re helyreállítják a nyomáscsökkentő szelepek kézi vezérlésének áramköreit, és újra lecsökkentik a nyomást a kondezátum szivattyúk maximális nyomóoldali nyomása alá. A tűz eloltása után a szivattyúk, szelepműködtető motorok vezérlő áramköreit ideiglenes átkötésekkel helyreállították. Másnap reggel 4:20-kor áttértek a remanens hő normális elvezetésére. Kritikussági baleset üzemanyag feldolgozás során Az erőmű két blokkját több, mint egy év múlva helyezték ismét üzembe. Reaktorbalesetek / 33 Reaktorbalesetek / 34 Tokai Mura, Japán 1999. szeptember 30. Kritikussági baleset Tokai Murában Japán egyik legfontosabb nukleáris központja, 15 különböző nukleáris létesítménnyel (reaktorok, reprocesszáló üzem, uránfeldolgozó-átalakító üzem stb.) A baleset egy olyan épületben történt, amely közel van az üzem kerítéséhez. Az épülettől 80 m-re közút van, 110 m-re lakóházak. Az üzemben általában urán-hexafluoridot (UF 6 ) alakítanak át urán- dioxiddá (UO 2 ) a japán könnyűvizes atomerőművekm számára. A dúsítás ebben az esetben maximum 5 %. Ugyanebben az üzemben más típusú atomreaktorok - pl. a JOYO gyorsreaktor - számára is gyártanak üzemanyagot. A dúsítás ebben az esetben elérheti a 20 %-ot. Az előírások szerinti technológiai műveletsor...és ahogy a munkások felsőbb utasításra a folyamat felgyorsítása érdekében a munkát végezték... Reaktorbalesetek / 35 Reaktorbalesetek / 36

Három év óta ez volt az első eset, hogy a konvertáló üzemben közepesen dúsított uránt dolgoztak fel. A szolgálatban lévő 5 munkás közül kettő még sohasem dolgozott ilyen dúsítású (18,8%) uránnal. Az ülepítő tartályba az engedélyezett 2,4 kg helyett két nap alatt összesen 16,1 kg uránt töltöttek (5%-os dúsítás esetén az engedélyezett mennyiség 20 kg volt). Az utolsó adag betöltése közben a tartályban láncreakció indult be, a három munkás egy kék felvillanást látott, és a sugárvédelmi gamma dózisteljesítmény-mérők riasztottak. Az üzem 150 méteres környékéről százötven embert kitelepítettek, s a központ 10 kilométeres körzetében élő lakóknak azt javasolták, hogy zárkózzanak be a lakásukba. A láncreakciót csak 17 óra múlva sikerült leállítani: az ülepítő tartály hűtőköpenyéből leeresztették a vizet, és bórsavat juttattak a tartályba. Reaktorbalesetek / 37 A balesetnek két halálos áldozata volt. Reaktorbalesetek / 38 A láncreakció lefolyásáról kevés adat áll rendelkezésre, ugyanis a létesítményben nem voltak neutrondetektorok. A láncreakció valószínűleg leg pulzált, lehetséges okai: A láncreakció hőt termelt, s ez konvekciós áramlásokat indított meg az ülepítő tartályban lévő folyadékban. Ezek az áramlások felkavarták a leülepedett üledéket. A nagy intenzitású ionizáló sugárzás bontja a vizet, s ez buborékok képződéséhez vezet. A hőmérséklet emelkedése negatív visszacsatolást okozott a moderátor hőtágulása és a Doppler-effektus miatt. Reaktorbalesetek / 39 A baleset több emberi hiba következménye volt. 1) Az előírásos műveletsor helyett egy rövidített, nem engedélyezett eljárást követtek, amelyhez nem készült megfelelő biztonsági analízis sem. 2) Az operátorok elmulasztották ellenőrizni, vagy tudatosan nem tartották be az oldat urántartalmára vonatkozóan előírt korlátot. 3) Egyes források szerint nem biztos, hogy a munkások tudatában voltak annak, hogy magasabb dúsítású anyaggal dolgoznak. 4) A munkások nem voltak megfelelően felkészítve. Kiképzésük során láncreakcióról és kritikussági balesetről, ill. annak megelőzéséről szinte egyáltalán nem esett szó. 5) Az üzem vezetésének hibája, hogy a berendezésbe juttatható urán mennyiségét csak szabályzatokkal korlátozták, és nem hoztak műszaki intézkedéseket. További információk: Fizikai Szemle, 1999. novemberi száma http://www.kfki.hu/fszemle/archivum/fsz9911/aszodi.html Reaktorbalesetek / 40

Megszaladásos balesetek fegyvercélú kritikus rendszerekkel végzett kísérletek során Megszaladásos balesetek LASL rendszer, 1945. augusztus 21. Los Alamos, USA 6.2 kg Pu (két félgömb, nikkel bevonattal) 236 kg wolfram-karbid reflektor (4.4 kg-os téglák) A rendszert összerakó kutató az utolsó reflektortéglát félre akarta tenni, de kicsúszott a kezéből, és a helyére esett a reflektorban. A rendszer megszaladt, a kutató kézzel szétszedte. 28 nappal később meghalt. Reaktorbalesetek / 41 Reaktorbalesetek / 42 LASL rendszer, 1946. május 21. 6.2 kg Pu (ugyanaz, mint az előző esetnél) Berillium reflektor (a Pu-gömbre illeszkedő két részre osztott héj). Egy bemutató során a csavarhúzóval tartott felső reflektor ráesett a gömbre, a rendszer megszaladt. A demonstrátor 9 nappal később meghalt. FKBN-2M, 1997. június 17-23. Szaharov (ex-arzamas-16), Oroszország A tanulságokat levonva, a kritikussági kísérleteknél áttértek a távvezérlésre. A Pu gömböt 1946-ban egy kísérleti robbantásban felhasználták. Reaktorbalesetek / 43 90 %-os dúsítású urán gömb, réz reflektorral. Egy 1972-es kísérletet akart megismételni egy kutató. Kézzel kezdte összerakni a rendszert, az utolsó reflektordaraboknál tért volna át távirányításra. Reaktorbalesetek / 44

FKBN-2M, 1997. június 17-23. FKBN-2M, 1997. június 17-23. Egy elírás miatt hamarabb elérte a kritikusságot, mint várta. 3 nappal később meghalt. A rendszer 6 napig volt kritikus állapotban. Reaktorbalesetek / 45 Reaktorbalesetek / 46 Megszaladásos balesetek vízmoderátoros kritikus rendszerekkel végzett kísérletek során ZEEP, 1940-es évek vége vagy 1950-es évek eleje. Chalk River, Kanada Természetes dúsítású fémurán üzemanyag, D 2 O moderátor, grafit reflektor, kadmium biztonságvédelmi lemezek, 3 W teljesítmény. A vízszint növelésével tették kritikussá a reaktort. A reaktortartályt töltő szivattyú biztonsági okokból indítás után 10 s-mal leállt. Az esemény napján a reaktor fedélen dolgozó fizikusok megkérték a vízszint beállításáért felelős technikust, hogy vigyen oda nekik egy szerszámot. A technikus, mivel nem akart időt veszíteni, egy faforgáccsal kiékelte a szivattyút indító gombot és felment a fedélre segíteni. A reaktor kritikussá vált, a biztonságvédelmi rendszer állította le. A 3 résztvevő által elszenvedett dózis túllépte az éves korlátot de nem betegedtek meg. Reaktorbalesetek / 47 Reaktorbalesetek / 48

VENUS, 1965. december 30. Mol, Belgium 7 %-os dúsítású urán-oxid üzemanyag, H 2 O/D 2 O moderátor Egy abszorbens elemet kellett volna betenni a zónába, egy másikat pedig kivenni. A műveletet végző technikus felcserélte a műveleti sorrendet, ezért a reaktor megszaladt. A technikus túlélte az esetet, de bal lábát amputálni kellett. SF-7, 1971. január 15., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió 20% dúsítású urán üzemanyag, víz moderátor, Fe vagy Be reflektor, bórkarbid szabályozó rudak. Kritikus rendszer. Kiégő mérgek nélkül a Fe és a Be reflektor reaktivitás-értékessége között kicsi volt a különbség, és nagyon egyenetlen volt a fluxuseloszlás. Kiégő mérgek segítségével próbálták egyenletesebbé tenni a fluxuseloszlást a zónában. A kritikussági számításokat a Fe reflektorra végezték el, feltételezték, hogy a különbség hasonló lesz mint az előző esetben. A Be reflektoros zónát a kísérletvezető egyedül, bekapcsolt biztonságvédelmi rendszer és behelyezett indító neutronforrás nélkül kezdte el feltölteni vízzel, mert úgy ítélte meg, hogy nagyon távol van a kritikusságtól. Tévedett. Reaktorbalesetek / 49 Reaktorbalesetek / 50 SF-7, 1971. január 15., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió SF-7, 1971. január 15., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió A reaktor prompt szuperkritikussá tudott válni, mivel nem volt benne az indító neutronforrás. A reaktor körül dolgozó személyzet a kihangosított neutrondetektorok és a kék fényfelvillanás miatt észrevette a bajt és kimenekült a helyiségből. A reaktor megszaladását a víz felforrása és zónából való kilökődése leállította, de a szivattyú újra és újra feltöltötte a zónát. 5-7 perc alatt kb. 50 pulzus zajlott le. Mivel az irányítópult körül túl magas dózisszintek alakultak ki, a reaktort csak úgy lehetett leállítani, hogy a szivattyú elektromos betáplálását távolról megszakították. 2 személy szenvedett el 1,5 Gy dózist, de túlélték. Az eset elkerülhető lett volna, ha betartják a kritikussági kísérletekre vonatkozó alapvető biztonsági előírásokat: - Minden, a zóna reaktivitását változtató beavatkozás kritikussági kísérletnek számít, és csak teljes személyzettel végezhető. - A kritikussági kísérlet kezdete előtt az irányítórendszert le kell tesztelni, a BV rudakat fel kell húzni és az indító forrást be kell vinni a zónába. - A reaktivitás növelését lépésekben kell végezni, és az 1/M módszerrel minden lépés után meg kell becsülni, mikor válik a rendszer kritikussá. Reaktorbalesetek / 51 Reaktorbalesetek / 52

SF-3, 1971. május 26., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió 90%-os dúsítású urán üzemanyagpálcák szabályos háromszögrácsban, víz moderátorral és reflektorral. Kísérletsorozat: kritikus tömeg (pálcaszám) a rácsállandó függvényében: Rácsállandó [mm] 14.4 11.2 9.5 7.2 Kritikussághoz szükséges pálcaszám 260 370 590 1790 Az utolsó konfigurációban a zóna nagyon alulmoderált volt, a kritikus tömeg majdnem 7-szer akkora volt mint az elsőben! A kísérletsorozatot az előző balesetnél leírt biztonsági rendszabályok betartásával végezték. Reaktorbalesetek / 53 SF-3, 1971. május 26., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió Az üzemanyagpálcákat egy 20 mm vastag plexi lap tartotta, az alsó és felső pozicionálást furatokkal ellátott, 2 mm vastag alumínium lemezekkel végezték. A szabályozó és biztonságvédelmi rudak vezetőcsövei a reflektorban foglaltak helyet. A reaktor biztonságvédelmi leállítását a moderátor gyors leürítésével is el lehetett végezni, de ezt nem használták. Az utolsó kísérlet végeztével a reaktort leállították, elkezdték a moderátor lassú leürítését, és négy ember bement a zóna mellé. A kísérletvezető utasítására elindították a gyors leürítést. Tervezési hiba miatt ez a plexi tartólemez lehajlását okozta, a pálcák kicsúsztak a felső pozicionáló lemezből. A baleset során kialakult geometria utólagos rekonstrukciója Reaktorbalesetek / 54 SF-3, 1971. május 26., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió A zóna felső részén kialakult az ideális rácsosztás, a zóna megszaladt (a reaktivitás-bevitel sebessége kb. 2$/s volt). A megszaladást a moderátor kilökődése és az üzemanyagpálcák egy részének megsemmisülése állította le. 2 haláleset, 2 sugárbetegség. Minden bizonnyal a gyors egymásutánban bekövetkezett két baleset is szerepet játszott abban, hogy a VVER reaktorok üzemanyagának reaktorfizikai bemérését Magyarországra, a KFKIba helyezték át (ZR-6 kísérletsorozat, 1971-1990). A baleseteket titokban tartották, a szovjet fél csak utalt a veszélyre. Reaktorbalesetek / 55