Gyulai Gábor:

 

LEHET- E "CSERNOBIL" MAGYARORSZÁGON?

 

Időről időre felerősödnek és a médiában is megjelennek az atomerőművek alkalmazását szorgalmazó és az azt ellenzők vitái. A főként környezetvédelmi indíttatású ellenzők gyakori érve a csernobili katasztrófa rémének felemlítése. Az alábbiakban igyekszek összefoglalni azokat a műszaki, üzemeltetési és társadalmi körülményeket, melyek a katasztrófához vezettek, és amiből világosan kiderül, hogy Magyarországon nem következhet be hasonló tragédia.

 

1. A baleset bekövetkezésének műszaki-biztonsági körülményei

A csernobili reaktorok RBMK típusúak, melyeket abban az időben csak a volt Szovjetunió területén alkalmaznak. Az ilyen típusú reaktoroknak számos műszaki és gazdasági előnyük mellett biztonsági szempontból komoly hátrányai vannak. A balesetet előidéző okok elemzését célszerű ezek feltárásával kezdeni.

A világon ma működő atomerőművek túlnyomó többségének az üzemanyaga enyhén dúsított urán, moderátora és hűtőközege könnyűvíz. Két alaptípusuk van: nyomottvizes és forralóvizes. Mindkettő legfontosabb összetevője a reaktortartály, amely az atomerőmű működéséhez (típustól függően) szükséges 4– 13 Mpa nyomást biztosítja. A reaktor teljesítményét elsősorban az előállítható tartály mérete korlátozza, mert a térfogategységből kivehető teljesítménynek biztonsági korlátai vannak; a tartály méretének maximumát az erőmű helyszínére való szállítás korlátozza. Ez az oka annak, hogy a könnyűvizes reaktorok villamos teljesítménye ritkán haladja meg az 1000 MW-ot.

Az ilyen típusú reaktorok biztonságát illetően két balesettípust kell vizsgálni:

Az első balesettípus kivédésére a reaktorba egy sor vészhűtő rendszert építenek be, amelyek pótolják az elveszett hűtőközeget. Csernobilban a másodikként említett baleset következett be. A könnyűvizes reaktor reaktivitás baleset szempontjából inherens biztonsággal rendelkezik vagyis, ha valamilyen okból a reaktor sokszorozási tényezője megváltozik, a reaktor ezt spontán ellensúlyozza; ekkor a reaktor teljesítménytényezője negatív. Ha egy könnyűvizes reaktor nem ilyen, vagy lehetséges olyan üzemmódja, amelyben ez a tényező nem negatív, akkor ez a reaktor nem kap üzemeltetési engedélyt.

A negatív teljesítménytényező eléréséhez egységnyi urántömegre vonatkoztatva a láncreakció szempontjából az optimálisnál kevesebb moderátort kell alkalmazni, mert ha a reaktorban nő a teljesítmény, a moderátor hőmérséklete is megnövekszik, ekkor a hőtágulás miatt romlik az urán - moderátor arány, tehát csökken a sokszorozási tényező, a teljesítmény növekedése lelassul, majd megáll.

Az RBMK típusú reaktor az alábbi szempontokban különbözik a többi könnyűvizes reaktortól:

Az RBMK előnye a felső teljesítménykorlát hiánya és a csatornák üzemközben való cseréje egyértelműen a könnyűvizes reaktorral szemben. Hátránya , hogy rendkívül bonyolult a szabályozása; a szabályozó rudak mozgatására bonyolult előírások vonatkoznak. Továbbá egyes üzemállapotokban pozitív az üregegyütthatója. Ennek jelentése, hogy ha a víz forrni kezd és buborékok (üregek) jelennek meg benne, a sokszorozási tényező növekszik. A hűtőközegként alkalmazott víz nagyobb mértékben nyeli el a neutronokat a grafitnál, így inkább neutron-abszorbensnek tekinthető a grafit mellett.

Az elmondottak alapján az alábbiakban összefoglalhatóak a balesethez vezető és a már bekövetkezett balesetet tovább súlyosbító műszaki okok:

Az Egyesült Államokban a katonai célú plutóniumot a Hanfordban még a második világháború alatt épült reaktorokban állították elő. Moderátoruk az RMBK-hoz hasonlóan grafit volt és a hűtőközeg könnyűvíz. Mikor az 1950-es években már szükséges mennyiségű plutóniummal rendelkeztek, biztonsági okokból - a lehetséges pozitív üregegyüttható miatt - polgári célokra nem engedélyezték ezen reaktortípus használatát. A franciák és britek hasonló célú reaktoraiban a hűtőközeg víz helyett szén-dioxid volt, aminél nem merül fel a pozitív üregegyüttható problémája, ezért ők próbálták kereskedelmi célokra áttervezni, de ez nem vezetett gazdasági sikerre. Létezik egy kanadai fejlesztésű, kereskedelmi reaktortípus, a CANDU, mely az RBMK előnyei mellett nem rendelkezik annak hátrányaival. Csatornákból áll, amiket kalandria-csöveknek neveznek, de a moderátor és a hűtőközeg nehézvíz. Emiatt az üregegyüttható és a teljesítménytényező nem pozitív, sőt a CANDU a hűtőközeg elvesztésével szemben is jól védve van a nagy mennyiségű nehézvíz miatt. A ma üzemelő reaktortípusok közül ez tekinthető az egyik legbiztonságosabbnak.

 

2. A baleset előzményei és lefolyása

A baleset idején 14 darab RBMK reaktorblokk működött a Szovjetunióban, melyek üzemviteli mutatói jók voltak.

A csernobili blokk üzemszerű leállítását 1986. 04. 25-re tervezték, és ennek során kísérletet kívántak végrehajtani, annak kipróbálására, hogy a turbógenerátorok forgási energiája az erőmű teljes feszültség-kimaradása esetén mennyi ideig képes biztosítani a blokk áramellátását. A feszültség elvesztése tervezési üzemzavar. A feszültség elvesztésekor a reaktor működését, a láncreakciót a védelmi rendszernek le kell állítania és a fontosnak tekintett fogyasztók áramellátását a dízelek biztosítják (a legfontosabbak akkumulátorról folyamatosan működnek). Tekintettel arra, hogy a dízelek indulása többször tíz másodpercig tart, igénybevehető a feszültség elvesztésekor automatikusan leálló turbógenerátorok tehetetlenségéből származó energia. A csernobili atomerőmű blokkjain a villamos rendszer fogyatékosságai miatt ez az energia nem volt optimálisan kihasználható. Ezen változtattak és a módosított rendszert kívánták kipróbálni, amely az üzemzavari hűtőrendszer szivattyúinak működését 40 - 50 másodpercig tudta volna biztosítani.

A program előirányozta a reaktor teljesítményét egy alacsony, de stabil állapotba, majd az üzemzavari zóna-hűtőrendszer kikapcsolását, mivel az a kísérletben vizsgált folyamatban automatikusan - és elvben teljesen feleslegesen - működésbe jöhetett volna. Önmagában ez a körülmény nem tekinthető hibának, de az események végkifejletét károsan befolyásolta.

A feszültség kiesését úgy kívánták szimulálni, hogy bizonyos számú főkeringető szivattyú (FKSz) áramellátását leválasztják és az üzemzavarnak megfelelő helyzetbe hozzák. Normál körülmények között hat FKSz működik, két további a tartalék. A kísérlet során az FKSz-ek feszültségellátását át kellett rendezni: négy az erőmű villamos rendszeréről, négy a majd lassuló turbógenerátorról kapta a betáplálást és így a kísérlet végén, amikor a turbógenerátort izolálták és kifutása leállt, négy FKSz biztosította volna a leállított zóna hűtését.

A kísérleti program a következő lépésekből állt:

A kísérleti program problematikus részének e szimuláció elektrotechnikai megfelelőségét tartották és a nukleáris biztonság kérdése fel sem merült.

A kísérlet lefolyása:

 

3. A baleset bekövetkezésének társadalmi okai

A balesethez vezető társadalmi okok az akkori Szovjetunió társadalmi viszonyaiban és az iparág vezetésében keresendők és az alábbiakban összegezhetők:

 

4. A paksi atomerőmű biztonsági jellemzői

A paksi atomerőmű szovjet, VVER-440 típusú nyomottvizes reaktorokból épül fel. A reaktorban keletkező hőt zárt hűtőrendszerben (primer kör) lévő nagynyomású víz szállítja a hőcserélőkhöz. A hőcserélőből kijövő gőz (szekunder kör) működteti a turbinákat, amely mozgási energiáját a generátorba továbbítja. A cirkónium-tartalmú ötvözetből készült tokban elhelyezett fűtőelemek 3,6% 235U-tartalmú UO2-ból készülnek. A hűtővíz egyúttal moderátor is. A reaktorteljesítmény gyors változtatása B4C vagy Ag-In-Cd szabályozó-rudakkal történik, a lassúbb reaktivitás-változtatást a moderátor-folyadékban oldott bórsavval végzik. A reaktort a primer sugárvédelmet szolgáló beton árnyékoló borítással, a primer kör technológiai berendezéseivel és a hőcserélővel együtt egy a belső oldalán 20-30 mm vastag acélborítással ellátott beton tárolóba helyezik el.

A paksi reaktorban az RBMK-nál fennálló műszaki hiányosságok nincsenek meg. Mivel a moderátor víz, így természetesen egy esetleges baleset alkalmával nem alakulhat ki grafittűz, amely a kikerülő szennyeződések távolra jutásának fő oka lehet. A beépített biztonsági rendszerek hatékonyságát jellemzi, hogy az INEX-2 HU gyakorlat tervezésekor a legnagyobb problémát a reaktor olyan fokú "elrontása" jelentette, amelynek lehetséges némi reális alapja is. A beépített biztonsági rendszerek mellett jól kidolgozott biztonsági- és műveleti előírások, valamint igen hatékony hatósági és társadalmi kontroll gondoskodik az erőmű balesetmentes működéséről. Ezt igazolják azok a nemzetközi ellenőrzések is melyek értékelése alapján a paksi atomerőmű a legbiztonságosabb tíz között szerepel (a világon jelenleg közel 250 atomerőmű üzemel).

A csernobili baleset létrejöttében a műszaki és a társadalmi okok együttesen játszottak szerepet tetézve azokat nem csekély emberi mulasztással (a kellő körültekintés hiánya, felelőtlenség, elemi biztonságtechnikai szabályok megsértése...).

A fentiekből tehát egyértelműen kitűnik, hogy a csernobilihoz akár csak megközelítőleg hasonló méretű reaktorbaleset hazánkban nem képzelhető el. Tehát a címben jelölt kérdésre a válasz: egyértelmű nem.

 

 

Felhasznált irodalom:

  1. Az összeállítás a csernobili atomerőművi baleset 10. évfordulója alkalmából rendezett (MTA, Budapeset; 1996. 03. 25-28) tudományos ülésszakon elhangzott előadások anyagainak felhasználásával készült.
  2. Pálfi Ferenc: Vele vagy nélküle? Bp. 1997. BME kiadó
  3. http://www.connou.net/-gonyeau/nuclear