Az atomreaktorok biztonsága PDF

Preview

Summary

Beadandó...

Description

2021 Az atomreaktorok biztonsága

Készítette: Szabó Vivien Pécsi Tudományegyetem Műszaki és

Informatikai Kar, Környezetmérnöki szak, levelező tagozatos hallgató Neptun kód: SKSI 10 2021.05.10.

Tar Tartal tal talom om omje je jegyzé gyzé gyzékk

Tartalomjegyzék .............................................................................................................................. 1 Bevezetés ....................................................................................................................................... 2 Az atomreaktorok működése és védelme......................................................................................... 3 Az atomerőművek működése ........................................................................................................... 3 A fissziós reaktorok ...................................................................................................................... 3 A fúziós reaktorok ........................................................................................................................ 3 Grafit moderálású RBMK reaktor .................................................................................................... 4 Hogyan biztosítják az atomerőművekben a biztonságot ................................................................... 5 Mélységi védelem elve .................................................................................................................5 A biztonsági kultúra definíciója ................................................................................................... 6 Atomreaktorok biztonsága .............................................................................................................. 7 Az INES skála ............................................................................................................................... 7 Összefoglalás .................................................................................................................................... 10 Idézett forrásmunkák ........................................................................................................................ 11

1

Bev Beveze eze ezeté té téss A csernobili baleset előtt igen kevés volt azon szakemberek száma, akik reálisan számoltak ilyen nagyfokú környezeti szennyeződéssel járó atomerőmű-balesettel, ugyanis az addigi amerikai, de különösképpen a szovjet atomfegyver-kísérletek, balesetek környezeti radioaktív szennyező hatásairól viszonylag kevés szakembernek voltak alapos ismeretei. Ennek oka egyrészt, hogy nem tartották valószínűnek, hogy előfordulhat olyan baleset, amelynek következtében a reaktorban lévő radioaktív anyagnak több mint 20 %-a kerülhet a környezetbe. Másrészt Európában rendszerint csak néhány tíz kilométer távolságig számoltak a szennyeződés terjedésével. Továbbá korlátozta a felkészítést a nehézkes nemzetközi együttműködés is, ugyanis sem a politikusok, sem a kormányzatok nem készültek fel ilyen lehetőségre. Ennek ellenére 1986. április 26.-án szombaton hajnalban 1:07-kor a csernobili reaktor instabilitás jeleit mutatta (a teljesítménye hirtelen 0,03 GW-ra esett). A baleset oka egy hiányosan megtervezett és felelőtlenül végrehajtott üzemviteli kísérlet volt. A kísérlet célja a reaktor hűtőrendszerének – a „legnagyobb tervezett hiba” üzemállapotában való – folyamatos üzemét biztosító szükségmegoldás gyakorlati megvalósíthatóságának igazolása volt. A reaktor tervezésénél a „legnagyobb tervezett hiba” állapotát két súlyos, de alacsony valószínűségű meghibásodás (a hűtőkör hidegágában egy NÁ 900-as cső törése, illetve a fő keringető szivattyúk és az aktívzóna-üzemzavari hűtőrendszer (ZÜHR, САОР) villamos tápellátásának megszűnése) egyidejű fellépéseként határozták meg. A reaktor bármilyen okból történő leállításának alapszabálya az, hogy az aktív zóna hűtését folyamatosan biztosítani kell, mert – bár a láncreakció leállt – a fűtőanyagban az üzem során keletkezett hasadványok bomlása miatt a leállítás után a névleges hő teljesítmény kb. 7%-át elérő maradvány (remanens) hő keletkezik. A fő keringető szivattyúk üzemszerű villamos táplálásának üzemzavari körülmények közötti pótlására dízelmotor-meghajtású aggregátok szolgáltak. A dízelaggregátos szükségáramforrás indításához, illetve az aggregátok megfelelő teljesítményre történő felfuttatásához körülbelül – az üzemi villamos táphálózat kiesését követően – harminc–hatvan másodpercre van szükség. A reaktor hűtését ez alatt csak a korlátozott kapacitású passzívzóna-üzemzavari hűtőrendszer látta el. A reaktor tervezője már 1976-ban javasolta, hogy ebben a kritikus időszakban a fő keringetőszivattyúk villamos táplálását – a turbógenerátorok forgórészében felhalmozott kinetikai energiát felhasználva – a főgenerátorokról oldják meg. A megoldást elfogadták, és ezt a lehetőséget a később épülő RBMK-reaktorok tervezésénél figyelembe is vették. 1

1

https://hu.wikipedia.org/wiki/Csernobili_atomer%C5%91m%C5%B1-baleset

2

Az ato atomre mre mreakt akt aktor or orok ok mű működ köd ködése ése és véde védelm lm lme e Az ato atome me merő rő rőmű mű műve ve vekk m mű űköd ködése ése Az atomerőművek olyan hőerőművek, amelyek a hőenergiát nem bizonyos energiahordozó elégetésével nyerik, hanem annak reaktorában történő nukleáris láncreakcióval, atomok hasításával. A reaktorban végbemenő alapvető folyamatok alapján fissziós és fúziós reaktorokra osztjuk őket.

A fi fisszió sszió sszióss rea reaktor ktor ktorok ok A fissziós reaktorokban felhasznált hasadóanyag leginkább az urán, de létezik plutónium és túrium alapú is. Két fajtáját különböztetjük meg:  

A termikus reaktorok, ahol moderátort használnak a láncreakció fenntartásához. A tenyésztőreaktorok, ahol nincs szükség moderátorra.

A termikus reaktorok fajtái (az alkalmazott moderátor alapján): 





Könnyűvíz Nehézvíz Grafit -

forralóvizes reaktor nyomottvizes reaktor SSTAR (Small, sealed, transportable, autonomous reactor) CANDU (CANada Deuterium Uranium) SGHWR (Steam Generating Heavy Water Reactor) RBMK (Reaktor Bolsoj Mosnosztyi Kanalnij) gázhűtésű reaktor PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)

A fú fúziós ziós reak reaktoro toro torokk Nem a maghasadást, hanem a magegyesülést használják energiaforrásként. Bár fúzióval működő atomerőmű még nem létezik, ideális lenne a környezetterhelés szempontjából (minimális radioaktív hulladék, kifogyhatatlan kiindulási anyagok), ha megoldanánk a felmerülő tudományos és technikai problémákat. 2

2

https://hu.wikipedia.org/wiki/Atomer%C5%91m%C5%B1

3

Gra Grafi fi fitt m mode ode oderál rál rálás ás ású úR RBM BM BMK K rea reakto kto ktorr

1. ábra: AZ RBMK reaktorok hűtési rendszerének vázlata 3

Az RBMK (magyarul: Csatorna-típusú, nagy energia kimenetű reaktor) szovjet grafit moderátoros atomreaktor, melynek hűtőközege nyomás alatti csövekben elgőzölgő könnyűvíz. Ma már elavult típusnak számít. A működési elve megegyezik a forralóvizes reaktoréval, azzal a különbséggel, hogy a neutronokat grafittal lassítják. Előnye: Ennél a típusnál nincs szükség zárt reaktor tartályra, így elvileg igen nagyméretű reaktorok is építhetők, továbbá a hűtési rendszere miatt a fűtőelem kötegek működés közben is cserélhetők. Ezenkívül természetes uránnal is működik, így nincs szükség drága dúsító üzemekre. Hátránya: Ha a reaktor teljesítménye hirtelen megnövekszik, a nyomott vizes reaktor esetében a hűtővízben buborékok keletkeznek. A vízgőz-buborékokban a neutronok nem lassulnak le a termikus sebességükre, a buborékok arányának növekedésével a hasadások száma tehát csökken. Ez egy negatív visszacsatolás. A forraltvizes reaktor így sokkal biztonságosabb. Természetesen az RBMK esetében más módszerekkel szabályozzák a reaktor teljesítményét (pl: szabályzó rudak, a vízbe kevert bórsav), de ott a láncreakció elszaladásakor a már említett negatív visszacsatolás – a víz anyagú moderátor hiányában –nem jelentkezik.4

3

https://lh3.googleusercontent.com/proxy/opHZFfrtxJhfYgXryUGW_isGAG_mRxbQsmBDmf6UlWl_jkHM0aNf -wemQnnTrtfsDq3rfmiVXQWduS2AzkEJCSOspSXsx9k4gPm_oAtoYmHvcSrEhlqrFsVt0EX0JMqhf48x 4

http://nuki.hu/az-atomeromuvek-mukodese-nem-boszorkanysag/

4

Hog Hogyan yan b bizto izto iztosítj sítj sítják ák az aatom tom tomerő erő erőm műve űvekb kb kben en a b bizto izto iztons ns nságo ágo ágott A biztonságos üzemelés az atomerőművek egyik legfontosabb kritériuma. 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. Az atomreaktorban leállítása után is még bizonyos ideig nagy mennyiségű energia szabadul fel, mivel a radioaktív elemek lebomlása tovább folytatódik. Az atomreaktorokban három alapvető biztonsági feltételt kell teljesíteni:   

A nukleáris láncreakció hatékony szabályozása. A termelt energia megfelelő elszállítása. A radioaktív anyagok kikerülésének megakadályozása.

Ezeket a biztonsági funkciókat az atomreaktorokban az ún. mélységi védelem segítségével valósítják meg.

Mé Mélys lys lység ég égii vé véde de delem lem el elve ve Nem csak konkrét technikai megoldásokból áll, hanem egy általánosabb, az egész atomerőművet magába foglaló váz, ami az összes biztonsági rendszert magába foglalja. Ez a megközelítés nagy hangsúlyt fektet a megelőzésre, vizsgálja a feltételezhető balesetek okait és azok bekövetkezését próbálja megakadályozni. A mélységi védelem elve öt szintbe rendezi a biztonsági vonatkozású cselekményeket, berendezéseket, eljárásokat. Mindegyik célja, hogy gátolja a következő szint elérését. 

Első szint: Az egész erőművet úgy kell megtervezni, hogy a belső hibákkal szembeni ellenállása minél nagyobb legyen, illetve ezek a hibák minél kisebb gyakorisággal forduljanak elő. Minél át fogóbban tanulmányozni kell az üzemi és az üzemszerű működés során előforduló körülményeket. Erre alapozva kell ezután megtervezni a létesítményt, természetesen biztosítva a megfelelő biztonsági ráhagyást. Minél nagyobb mértékben ki kell zárni az emberi hiba lehetőségét, illetve az ember által kezelt berendezéseket áttekinthetővé, könnyen kezelhetővé kell tenni. Meg kell határozni azokat a külső eseményeket, amelyeket jelentős károsodás nélkül még ki kell bírnia a rendszernek. Fontos tényező a leendő erőmű helyének kiválasztása pl. szeizmikus (földrengések gyakorisága) és meteorológiai (szélsebesség, átlagos hó mennyiség, stb.) szempontból.



Második szint: A létesítményt 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), időszakos tesztelések (konténment nyomáspróbája), állandó karbantartás, a biztonsági rendszerek időszakos próbája. Ügyelni kell a kijelző

5

műszerek pontos működésére, hiba esetén késlekedés nélkül javítani kell azt, még akkor is, ha ez termeléskieséssel jár. 

Harmadik szint: A rendszert fel kell készíteni néhány „hihető balesetre”. Ezek olyan okokból származhatnak, amelyeket az állandó ellenőrzések ellenére sem zárhatunk ki (pl. belsőanyag hiba miatti csőtörés, természeti katasztrófa stb.). Ezért olyan rendszerekre van szükségünk, amelyek segítségével kezelhetjük a várható helyzetet. 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 áttekinthetők) szabad megengedni. A hihetőbalesetek esetén ezek a rendszerek megőrzik az aktív zóna épségét.



Negyedik szint: Fel kell készülni arra az esetre is, ha olyan hiba következik be, ami olyan balesethez vezet, amit korábban a „nem hihető balesetek” kategóriájába soroltunk, vagy több hiba fordul elő egy időben. Ilyen esetekben a biztonsági rendszerek már nem nyújtanak megfelelővédelmet, előfordulhat a reaktorok számára legveszedelmesebb szituáció, a zónaolvadás, ami pedig 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 intézkedésre (pl. lakosság kitelepítése).



Ötödik szint: A bekövetkezett radioaktív kibocsájtás esetére is fel kell készülni. Ezekre az intézkedésekre csak az előbbi négy szint áthágása után van szükség. Ez persze már nem az erőműhatáskörébe tartozik, hanem hatósági intézkedésekről van szó. Ezeket a teendőket vészhelyzeti intézkedési tervekbe kell foglalni, a döntéseket ezen terv és a felálló szakértői csapat véleménye alapján kell meghozni.

A bbizt izt iztons ons onság ág ágii ku kultú ltú ltúra ra ddefi efi efiníci níci níciója ója A biztonságos üzemeltetéshez az is elengedhetetlen, hogy az üzemeltető személyzet megfelelően viszonyuljon a biztonsághoz, mind a vezetők, mind pedig a beosztott dolgozók részéről. Az egyéni-és szervezeti tevékenység minden szintjén biztonság szempontjából a következő dolgoknak kell teljesülnie:  

 

A dolgozók ismerjék fel a biztonság jelentőségét. Az alkalmazottak szakképzettsége, ismeretei a végzett munkának megfelelőek legyenek. Az alkalmazónak biztosítania kell a megfelelő oktatást, időszakonként az ismeretek felfrissítésére. A létesítmény vezetésének és minden egység (pl. osztály) vezetőjének a biztonság iránti elkötelezettséget kell mutatnia, amit a beosztottak példaként tekinthetnek maguk előtt. Az alkalmazottakat motiválni kell a biztonsági előírások betartására, amit a vezetés azzal érhet el, ha pontosan lefektetett célokat követ, az egyéneket következetesen díjazza, és szükség esetén bünteti a szabályok áthágásakor. 6





Fontos, hogy az alkalmazottak munkáját ellenőrizze a vezetés, de a felmerülő kérdésekre válaszoljon, sőt ösztökélje a dolgozókat azok feltételére (kérdező viselkedés). A felelősségeket pontosan meg kell határozni és gondoskodni róla, hogy azzal a munkát végzők is tisztában legyenek.

Ato Atomr mr mreak eak eaktor tor torok ok bizt bizton on onság ság ságaa A balesetek két egymástól különböző okra vezethetőek vissza: emberi mulasztás és műszaki hiba. A mai korszerű atomerőművek szinte mindegyikénél védőpajzsként működik egy úgynevezett konténment, amely egy igen erős, hermetikusan záró vasbeton szerkezet a reaktor körül és fölött (pl. Csernobilban lett volna ilyen konténment, a baleset környezetet érő hatásai sokkal kisebb lett volna). Ezen kívül, az újabb tervezésű atomreaktorok szinte mindegyike rendelkezik az úgynevezett inherens biztonsággal, ami azt jelenti, hogy még a legnagyobb emberi gondatlanság esetében sem történhet túl nagy baj (a teljesítmény növekedését tekintve), ugyanis a fizika törvényei szerint a láncreakció egy bizonyos teljesítmény elérésekor "magától" leáll, illetve kisebb szintre csökken.

Az INE INESS sská ká kála la

2. ábra Nemzetközi Nukleáris Esemény skála5

A csernobili baleset tanulságait leszűrve igen intenzív nemzetközi együttműködés alakult ki, különösen Európában, ami elsősorban az OECD, az ENSZ-NAÜ és az EK szervezésében, támogatásával folyik. Az OECD nukleáris kérdésekkel foglalkozó részlege, valamint a NAÜ 5

https://www.innoteka.hu/images/site/201605/orig/image1464353802.png

7

összeállítson egy "Nemzetközi Nukleáris Esemény Skálát", amely az üzemzavaroknál három, a baleseteknél, pedig négy szintet különböztet meg. Egy átlagos atomerőművi blokk esetén az 1-2-es fokozatú esemény évente 2-3-szor fordul elő. Újabban, néhány országban bevezették az ún. skála alatti események, üzemzavarok jelzését is, pl. ha egy tartalékban lévő eszköz rövid időre meghibásodik. Ilyen eseménynek csak közvetett hatása lehet a sugárbiztonságra, s gyakoriságuk rendszerint 3-4-szer nagyobb, mint az 1-es fokozatúé. Magyarországon a skála bármely szintjéhez tartozó eseményt jelenteni kell az Országos Atomenergia Hivatal (OAH) Nukleáris Biztonsági Igazgatóságának és a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) bécsi központjának, valamint más, a helyi és nemzetközi egyezmények által megjelölt szerveknek, az egyes fokozatok szerint előirt időtartamon belül. 

7. Nagyon súlyos baleset

A reaktor zónájában lévő anyag nagy részének környezetbe való kibocsátása, beleértve jellemzően a rövid és hosszú élettartamú radioaktív hasadási termékek keverékét. Következmények: akut egészségkárosodás lehetősége nagy területen, feltehetőleg több, mint egy országot érintően, hosszú távú környezeti hatás (pl: Csernobil, Szovjetunió, 1986) 

6. Súlyos baleset

Hasadási termékek kibocsátása a környezetbe. A helyi balesetelhárítási terv teljes körű alkalmazására nagy valószínűséggel szükség van a súlyos egészségi hatások korlátozása érdekében. 

5. Telephelyen kívüli kockázattal járó baleset

Hasadási termékek kibocsátása a környezetbe. A balesetelhárítási tervek részleges végrehajtása (pl. helyi elzárkóztatás, kitelepítés) szükséges egyes esetekben az egészségi hatások valószínűségének csökkentésére. Következmények: A zóna nagy részének súlyos károsodása mechanikus hatások és/vagy megolvadás következtében (pl: Three Mile Island, USA, 1979) 

4. Elsősorban létesítményen belüli hatású baleset

Radioaktivitás környezeti kibocsátása, amely a környezetben a legjobban veszélyeztetett személynél néhány mSv dózist eredményez. Ilyenkor általában nem valószínű, hogy a telephelyen kívül védelmi intézkedésre legyen szükség, kivéve esetleg az élelmiszerek helyi ellenőrzését. Következmények: A reaktor zónájának károsodása mechanikai hatások és/vagy megolvadás következtében. A dolgozók sugárterhelése olyan mértékben, ami akut egészségi hatásokkal járhat (pl: Saint Laurent, Franciaország, 1980) 

3. Súlyos üzemzavar 8

Radioaktivitás környezeti kibocsátása, a megállapított korlátnál nagyobb mértékben, amely a környezetben a legjobban veszélyeztetett személynél néhány tized mSv dózist eredményez. A telephelyen kívüli védelmi intézkedésre nincs szükség. Következmények: magas sugárszint és/vagy szennyeződés a telephelyen, a dolgozók a korlátnál nagyobb mértékű sugárzásnak vannak kitéve, üzemzavarok (pl: Vandellos, Spanyolország,1989) 

2. Üzemzavar

Műszaki üzemzavarok, vagy rendellenességek, amelyek ugyan közvetlenül, vagy azonnal nem befolyásolták az erőműbiztonságát, de a biztonsági intézkedések újraértékeléséhez vezethetnek. 1. Rendellenesség Működési vagy üzemviteli rendellenességek, amelyek nem járnak kockázattal, de a biztonsági intézkedések hiányosságát jelzik. Ez adódhat berendezéshibából, emberi tévedésből, vagy eljárásrendi hiányosságból.

9

Öss Összef zef zefogla ogla oglalá lá láss Az atomerőművek biztonsági szintje manapság jóval magasabb, mint húsz esztendővel ezelőtt, amit a régi fejlesztések biztonsági tekintetben vett korszerűtlensége és a két jelentős következménnyel járó reaktorbaleset (Three Miles Island, Csernobil) kényszerített. 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. A fejlesztők egyre több balesetet megelőző eszközt dolgoztak már ki, amellett, hogy egyre több baleseti szituáció elhárítására is felkészítik a biztonsági rendszereket, valamint a személyzetet. Természetesen minden lehetőséget nem lehet figyelembe venni, ezért a biztonság folyamatos felülvizsgálata és a növelését szolgáló intézkedések kidolgozása alapvető követelmény az üzemeltetők...