A biztonság alapkérdései

A biztonság a nukleáris ipar egyik sarokköve. A csernobili katasztrófa igazolta, hogy egy egyébként igen kicsire becsült valószínűséggel bekövetkező baleset minden képzeletet felülmúló következményekkel jár.
Az atomerőművek biztonsága, biztonságossága igen összetett kérdés. Nem csak az erőmű műszaki jellemzőinek összességét kell érteni alatta: az emberi tényező kiiktathatatlanul jelen van, a tervezéstől kezdve a kivitelezésen át az üzemeltetésig. Az emberi hiba visszatérő elem az eddig bekövetkezett balesetek, súlyos üzemzavarok többségében. Egy atomerőmű biztonságának szerves része az ott dolgozókra jellemző biztonsági kultúra.
A műszaki biztonsági rendszerek alapvető feladata, hogy megakadályozza a radioaktivitás, illetve a radioaktív anyagok kijutását a környezetbe. Ezt két védelmi vonal biztosíthatja: a reaktortartály és a konténment.
A tartály ellenállóképessége az anyagától és a hegesztések minőségétől függ. A reaktortartály falát érő folyamatos neutronbombázás miatt az anyag egyre jobban elridegedik, repedések, törések keletkezhetnek rajta. A hegesztési varratok a tartály leggyengébb pontjai, ha a hegesztést nem a legkörültekintőbb módon végezték, az apró repedések mentén lassanként kiszivároghat a radioaktív folyadék.
A második védelmi vonal a konténment. Ez egy hozzávetőleg gömb alakú betontömb, ami körbeveszi a reaktortartályt, így biztosítva védelmet a radioaktivitás környezetbe kerülése ellen.
Ha a tartály mellett konténment is van, és mindkettő jó minőségű, akkor mondhatjuk, hogy egy közepes méretű balesetnél meg tudják akadályozni a radioaktivitás környezetbe kerülését.

Nyomottvizes reaktor (PWR – Pressurized Water Reactor)

A legelterjedtebb reaktortípus. Ezekben a reaktorokban mind a hűtőközeg, mind a moderátor könnyűvíz, a fűtőanyag pedig általában kis mértékben (3-4%-ban) dúsított urán, ritkábban urán-plutónium-oxid keverék (MOx).

Az eredetileg tengeralattjárók számára kifejlesztett nyomottvizes reaktorokban a többi reaktorhoz képest magasabb a nyomás és a hőmérséklet. Ez az érintett berendezések gyorsabb korrózióját eredményezi. Ezt igazolják a reaktortartály-fedeleken talált repedések, illetve, hogy az öregedő erőművek gőzfejlesztőit gyakran kell cserélni. A nyomottvizes reaktoroknál komoly mértékű neutronbombázással kell számolni, ami a reaktortartály falának ridegedését okozza, vagyis növeli a tartály törésének lehetőségét.

A nyomottvizes reaktorok szovjet változata, a VVER (Voda Vodjanoj Enyergiticseszkij Reaktor) típus található többnyire a volt szocialista országokban, így a paksi atomerőműben is. A VVER-ek első és második generációjának egyik legsúlyosabb, és utólag sem pótolható hiányossága, hogy nincs konténmentje, amely balesetek esetén megakadályozná a nagy mennyiségű radioaktív anyag kijutását, és amely a külső hatásoktól védené a reaktort. A későbbi VVER 1000 típusú reaktorok (a régióban: Kozloduj: Bulgária; Temelin: Csehország; Rovno, Kmelnyitszk, Zaporozsje: Ukrajna) rendelkeznek ugyan egyfajta konténmenttel, ez azonban jóval sérülékenyebb a nyugati típusú nyomottvizes reaktorokénál.

Az VVER-ek első generációjához tartozó reaktorok nem rendelkeznek megfelelő vészhűtőrendszerrel, a konténmentet helyettesítő, a radioaktív kibocsátásokat megakadályozni hivatott rendszer szintén nem felel meg az elvárásoknak. Ezen, illetve további hiányosságok miatt az európai VVER 440/230-asokat (Kozloduj: Bulgária; Bohunice, Szlovákia), az Európai Unióhoz csatlakozás során le kellett, vagy le kell állítani.

Az ezeknél későbbi VVER 440/213-asoknak (Dukovany: Csehország; Mochovce és Bohunice: Szlovákia; Paks) a konténment helyett alkalmazott védelmi rendszere már jobb adottságokkal rendelkezik, mint a 230-asoké, de a védelmi szint így is a konténmenttel ellátott nyugati reaktoroké alatt marad.

Forralóvizes reaktorok (BWR – Boiling Water Reactor)

A forralóvizes reaktorokat a nyomottvizesekből fejlesztették ki, egyszerűsítendő a rendszer felépítését, illetve, hogy nagyobb hatásfokot érjenek el. A reaktorok hűtőközege és moderátora a könnyűvíz, fűtőanyaga kismértékben (3-4%) dúsított urán. A nyomottvizes reaktorokhoz képest a legfőbb különbség az, hogy a reaktormagban lévő hűtővíz – mivel nincs nagy nyomás alatt – forrásban van, és az ily módon keletkezett gőzt, gőzfejlesztők, szekunder kör közbeiktatása nélkül, egyenesen a turbinákhoz vezetik.

A szabályozó rudakat a reaktortartály alján vezetik be a reaktorba, így a reaktor leállítása nem történhet gravitációs úton, mint a nyomottvizes erőműveknél. A víz oldott oxigéntartalma miatt problémákat okoz a korrózió. A reaktorban folyamatosan keletkező hidrogén miatt robbanásveszélyes helyzet alakulhat ki.

CANDU reaktor (CANadian Deuterium-Uranium Reactor)

A Kanadában kifejlesztett reaktortípus hűtőközege és moderátora is nehézvíz, fűtőanyaga természetes, dúsítatlan urán. Az RBMK-hoz hasonlóan a CANDU is nyomottcsöves, így az üzemanyagot működés közben is újra lehet tölteni. Régióban Cernavoda-ban (Románia) található ilyen reaktor.

A CANDU tervezési hiányossága, hogy pozitív az üregegyütthatója, azaz a hűtőkőzeg (nehézvíz) elvesztése (pl. hűtőköri cső törése) esetén a reaktor teljesítménye növekszik. Az üzemanyagot nem egy nagy tartályban, hanem külön csövekben helyezik el, ezek fala komoly mértékű neutronbombázásnak van kitéve. Ez, illetve egyéb problémák (gazdasági nyomásra elhanygolták a karbantartást) több esetben is a reaktorok hosszú idejű leállításához vezetett.

RBMK (Reaktor Bolsoj Moscsnosztyi Kanalnij; Csernobil-típusú reaktor)

Az RBMK a forralóvizes reaktorok speciális, szovjet típusa. Hűtőközege könnyűvíz, moderátora grafit. Az RBMK nyomócsöves, azaz nem az egész reaktortartály áll nyomás alatt, hanem csak az aktív zónában elhelyezkedő, fűtőelemeket és a közöttük áramló hűtőközeget magukba foglaló csövek. Így az üzemanyagot működés közben újra lehet tölteni. RBMK reaktorok csak a volt Szovjetunió területén találhatóak: Ignalina (Litvánia – az egyik reaktort 2004 végén leállították, a másikat 2009-ig kell bezárni), Szosznovij Bor, Kurszk, Szmolenszk (Oroszország); Csernobil (Ukrajna – mindegyik reaktort leállították).

A csernobili típúsú reaktorok fő hiányosséga, és egyben a ktasztrófa egyik okozója, hogy pozitív az üregegyütthatója. Ha a reaktor a hűtőfolyadék elszökése vagy túlmelegedés következtében vizet veszít, akkor növekszik a teljesítménye, a láncreakció felgyorsul. Ennek oka, hogy a víz–gőz keverék neutronelnyelő hatású. Ha a gőzfázis aránya növekszik, kevesebb neutront nyel el, tehát több neutron képes az urán atomok hasítására. Az intenzívebb maghasadás nagyobb teljesítményt eredményez, ami gyorsabban forralja a vizet, melynek hatására egyre növekszik a gőzfázis. Ez a pozitív visszacsatolás olyan gyors, exponenciálisan növekvő öngerjesztő folyamat, hogy szabályozhatatlanná válhat, és súlyos balesethez vezethet.

Az RBMK-k a CANDU-khoz hasonlóan nyomócsövesek, vagyis nincs reaktortartály, az üzemanyagot külön csövekben helyezik el. Az aktív zóna nagy mérete és a sok csatorna miatt a reaktor karbantartása nehzézkes.

A reaktorok nem rendelkeznek konténmenttel, csak egy biztonsági védőburkolatuk van, amit nem arra terveztek, hogy ellenálljon az összes lehetséges balesetnek.

A reaktormagban elhelyezett nagy mennyiségű grafit miatt fennáll annak a veszélye, hogy bizonyos balesetek során tűz alakuljon ki. A grafit ezenkívül magas hőmérsékleten hevesen reagál a vízzel hidrogént fejlesztve, ami robbanáshoz vezethet.

Gázhűtésű reaktor (GCR – Gas-Cooled Reactor)

A gázhűtésű reaktorokat Nagy-Britanniában fejlesztették ki és használják. A reaktorok első generációjához tartozó Magnox (MAgnesium Non-OXidising) reaktorok az üzemanyag magnéziumötvözetből készült burkolatáról kapták nevüket.
Hűtőközege szén-dioxid, moderátora grafit, fűtőanyaga természetes urán. A reaktorban az üzemanyagot tartalmazó hűtőcsatornákat a grafittéglák közepén helyezték el. Az üzemanyagot működés közben is lehet cserélni. A gázhűtésű reaktorok továbbfejlesztett változata az AGR (Advanced Gas-Cooled Reactor). A reaktormag kialakítása hasonló a Magnoxokéhoz, de az üzemanyag burkolata nem Magnox ötvözetből készül; az üzemanyaga dúsított urán.

A gázhűtésű reaktorok legfontosabb hiányossága, hogy nem rendelkeznek konténmenttel. A reaktorok többsége már elöregedett, a reaktortartályok fala a korrózió, a hőhatás és a neutronbombázás miatt elridegedett. A tartály törése a hűtőközeg teljes elvesztésével járna, így konténment hiányában komoly méretű radioaktív kibocsátásra is sor kerülhet. Ezen és egyéb problémák miatt az elöregedett Magnoxok többségét már bezárták.

Szaporító reaktor (FBR – Fast Breeder Reactor)

A szaporító reaktorokban az üzemeltetés során nemcsak elhasználódik, hanem folyamatosan termelődik a fűtőanyag. A többi reaktor az urán hasadóképes izotópját (²³⁵U) használja üzemanyagként. Csakhogy a természetes urán mindössze 0,7 százalékát alkotja ez az izotóp, nagyobb részét ²³⁸U teszi ki. A szaporító reaktorok célja, hogy energiatermelés mellett ²³⁸U-ból olyan izotópot állítson elő, ami már fűtőanyagként használható.
A reaktor központjában helyezik el a többi reaktortípushoz képest lényegesen magasabb dúsítottságú, az urán (urán-dioxid, UO₂) alapanyagban 15-30%-ot kitevő plutóniumot (a szintén hasadóképes ²³⁹Pu-t) tartalmazó fűtőanyagot, és a mag körül helyezik el a ²³⁸U-ból felépített tenyésztőburkot. A burok ²³⁸U atommagjaiból egy, a plutónium hasadásakor keletkező neutron befogásával ²³⁹U keletkezik, amelyből béta-bomlás után két lépcsőben ²³⁹Pu jön létre. A tenyésztés során több ²³⁹Pu keletkezik, mint amennyi elbomlik.
A szaporító reaktorok hűtőközege folyékony fém, általában nátrium, moderátorra nincs szükség (a plutóniumot a gyors neutronok hasítják, ezért a hűtőközeg nem lehet a neutronokat moderáló, azaz lassító víz, hanem az ebből a szempontból közömbös nátrium).
A technológia költséges, a reaktorok üzemeltetése nehézkes. A technológia használatát elsősorban nem a hangoztatott energetikai előnyök, hanem a nyilvánvaló haditechnikai vonatkozások indokolják. Mindezek miatt a technológia nem terjedt el: a világon mindössze két szaporító reaktor üzemel (Phenix, Franciaország; BN-600, Oroszország), kettő áll építés alatt (PFBR, India; BN-800, Oroszország). Hatot (Franciaország, Egyesült Államok, Nagy-Britannia, Németország, Oroszország) hosszabb-rövidebb üzemelés után bezártak, a japán Monju alig négy hónapnyi működés után, 1995 decembere óta áll, hivatalosan ideiglenesen.

A működő reaktorok megoszlása típusonként