Nagyberendezések
A B u d a p esti K utatóreaktor
A kutatóreaktor rekonstrukciója a KFKI átalakulásának idején fejeződött be, üzem be helyezésre m ár az AEKI önálló létének elnyerése után került sor. A hatósági engedélyek beszerzése után, a lakossági fórum vélem ényének ism ereté
ben, a reaktor fizikai indítására 1992. decem ber 12-én került sor. A fizikai és energetikai indítási program sikeres befejeztével és a próbaüzem után az AEKI 1993 novem berében megkapta a reaktor üzem eltetési engedélyét, amelyet az O A H az új atom törvény életbe lépése után 1998-ban megerősített.
A kutatóreaktor 1993 óta több m int 20 000 üzem órát teljesített. A reaktor 10 M W hőteljesítm ényen üzem el (összehasonlításképpen a paksi atom erőm ű egyetlen blokkjának 1375 M W a hőteljesítm énye). Az elért maximális term ikus neutronfluxus 2 x lO'^ neutron/cmVs.
A reaktor biztonságával kapcsolatos főbb m utatók:
- az indokolatlan leállások száma 25 (ebből 20 esetben kétoldali feszültség
kimaradás, am elynek okát időközben m egszüntették), - az összes elszállított szilárd radioaktív hulladék 4,7 m \
- a 46 fős személyzet kollektív dózisa 1993 óta 280 mSv (azaz a m egenge
dettnek kb. 5%-a).
A reaktor körüli berendezéseket, amelyek üzem be helyezésére fokozatosan került sor, a következő kutatási területeken használják: kis szögű neutronszórás, neutrondiffraktom etria, neutronradiográfia, három tengelyű neutronspektro- metria, neutronreflektom etria, neutronaktivációs analízis, prom pt gamm a-akti- vációs analízis, neutron-gam m a biológiai besugárzások, reaktoranyagok sugár
károsodása.
A kutatóreaktort az Izotóp Intézet Kft. radioaktív izotópok előállítására veszi igénybe.
A kutatóreaktor mellett létesül a hidegneutron-forrás (H N F). A H N F lehe
tővé teszi, hogy az eddiginél nagyobb hullámhosszú, anyagvizsgálatra fokozottan alkalmas neutronspektrum ot biztosítsanak különböző reaktor körüli berendezé
seknél. A mintegy 1 millió U SD értékű H N F létrehozását a Nemzetközi Atom energia-ügynökség, az Európai Unió, az OTKA és a BKM-ben részt vevő kutató- intézetek beruházási forrásai tették lehetővé. A H N F összeszerelése megtörtént, próbamérései megkezdődtek. Üzem be helyezése 1999 végére várható.
A PM K-2 integrális term ohidraulikai berendezés
A Paksi M odellkísérlet (PMK) berendezés második változata 1990 óta üzemel.
A nemzetközileg is unikálisnak tekinthető berendezés lehetővé teszi a paksi atom erőm ű (és a hasonló W E R atom erőm űvek) prim er körében lejátszódó hőfizikai és áramlási folyamatok kísérleti modellezését úgy, hogy a m éretek függőlegesen a valóságosnak felelnek meg, míg a térfogati és teljesítmény m é
retarány 1:2070. A reaktorzónát modellező fűtőelemszakasz fűtése elektromos úton történik. A PM K-2 berendezés elemei és műszerezése a feladatoknak megfelelően fejlődnek, jelenleg a műszerezés jelentős korszerűsítése (az E uró
pai U n ió finanszírozásában) történik.
A berendezésen 1992 óta 21 reaktorbiztonsági feladat megoldására végeztek kí
sérleteket. Ezek közül négy a paksi atom erőm űben történt, addig teljességei meg nem magyarázott jelenségek vizsgálatára irányult; kilencre az Európai U nió által finanszírozott különböző kutatási projektekben került sor; nyolc kísérletet pedig saját kezdeményezésű kutatásként, az OM FB finanszírozásával és többségében a Paksi Atom erőm ű Rt. visszafizetési kötelezettségvállalása mellett végeztek el.
A C O D E X súlyos baleseti kísérleti berendezés
Az atom reaktorok súlyos baleseti folyamatainak integrális vizsgálatára hoztuk létre 1993-ban a C O D E X (Core Degradation EXperiment) berendezést. A zóna sérülését kísérő magas hőm érsékletű jelenségeket a reaktorokban használatos
fűtőelem ekből álló, elektrom osan fűtött kötegek segítségével lehet nyom on kö
vetni. A kísérletek során regisztrálják a legfontosabb hőtechnikai adatokat, a ké
miai kölcsönhatásokat és szerkezeti változásokat pedig a m érést követő m etal- lográfiai, kémiai és elektronm ikroszkópos vizsgálatok eredm ényei mutatják.
A kísérleti program első mérései W E R típusú kötegek sérülését m odellezték gyors és lassú lehűtési körülm ények közepette. 1997-99 között az Európai U n ió támogatásával nyugati PW R típusú reaktorok fűtőelemeivel végeztek olyan spe
ciális vizsgálatokat, amelyek kim utatták, hogy levegő jelenlétében a zónasérülési folyamat jelentősen felgyorsul. A C O D E X -kísérletek kiegészítéseként számos szeparált effektus kis léptékű m érésére is sor került, a reaktoranyagokban fellépő magas hőm érsékletű fizikai és kémiai jelenségek vizsgálata céljából.
T udom ányos eredmények és alkalm azások
Az AEKI tevékenységében a szigorúan vett tudományos eredmények és a kutató
fejlesztő m unka gyakorlatban felhasznált eredm ényei alig választhatók szét, ezért ezeket egy fejezetben érdem es tárgyalni.
Az AEKI máig legnagyobb feladata a paksi atom erőm ű biztonságának újraér
tékelésére s z o lg ^ ó Á G N E S projekt vezetése volt. Az 1991-94 között zajlott o r
szágos fontosságú program ot az O A H kezdeményezte, de részt vettek benne az AEKI a VEIKI és az ERŐ TERV , valamint a Paksi A tom erőm ű Rt. munkatársai és jelentős nyugati cégek is. A projekt bebizonyította, hogy a paksi atom erőm ű tervezési biztonsága nyugati elemzési m ódszerek alkalmazása esetén is megfelel a nem zetközi norm áknak, ugyanakkor megállapította, hogy melyek azok a tény
leges tennivalók, amelyekkel a tervezés hiányosságai kiküszöbölhetők. A paksi atom erőm űben az Á G N ES projekt alapján kezdődtek meg a biztonságnövelési intézkedések (B N I), melyek végrehajtása ma is tart.
Az AEKI feladata a paksi B N I program egyes intézkedéseinek és egyéb átalakítások
nak a részletes tudományos megalapozása. E nnek érdekében számtalan term ohid
raulikai és reaktorfizikai üzemzavar elemzés készült olyan esetek megfelelő ke
zelésére, m in t a fbldrengésvédelmi koncepció bevezetése, a prim er-szekunder átfolyás kezelése kollektortörés esetén, a térfogat-kiegyenlítő biztonsági szelepe
inek cseréje, a mesterséges feszültségmentesítés m egszüntetése, a bórhígulásos üzem zavarok lehetőségeinek kizárása, a lefiivásos-újratöltéses balesetkezelési el
járások bevezetése stb.
Az AEKI eredetileg a W E R -1 0 0 0 típusú reaktorokra dolgozta ki a stacioner és lassú tranziens üzem állapotok komplex reaktorfizikai modelljét, a K A R A T E programrendszert. Az 1990-es években elkészült a program rendszer W E R -4 4 0
változata is, amelyet ma a paksi atom erőm ííben m inden blokkon m inden évben a fűtőelem töltet számításának ellenőrzésére használnak.
Az AEKI kifejlesztette és validálta a K IK 0 3 D kódot, amelynek segítségével lehetővé vált a gyors neutronkinetikai tranziensek háromdimenziós számításos model
lezése. A kódot összekapcsolták az A T H L ET term ohidraulikai rendszerkóddal is, és így lehetővé vált a W E R -4 4 0 reaktorok igen bonyolult üzemzavarainak számításos modellezése is.
A PM K-2 berendezésen termohidraulikai kísérleteket folytattak, egyes üzem zavar-folyamatok jo b b megértése és a számításos modellezésre szolgáló, ún.
rendszerkódok validációja érdekében. A legfontosabb kísérletek a természetes cirkulációs üzem állapot jo b b megértését, a biztonság növelésével kapcsolatos egyes szakmai kérdések megoldását, a gyors leállás nélküli tranziensek lefutásá
nak modellezését szolgálták.
Az AEKI-ben 1990-től kezdve egy sor kísérleti és számítási m unka folyt a paksi fűtőelemek viselkedésének modellezése céljából. A nyugati szabványoktól eltérő anyagok alkalmazása miatt originális eredm ényekre volt szükség üzem i és üzemzavari hőm érsékleteken a burkolat oxidációja és hidrogénfelvétele kineti
kájának leírása érdekében.
Az AEKI üzemzavar-elemzésekkel vett részt a paksi atom erőm ű fűtó'elem- diverzifikálási programjában. A kutatások kiterjedtek m ind az angol B N FL cég fűtőelem kötegére, m ind az orosz fűtőelemgyártó cég új típusú, dúsításprofilíro- zott fűtőelemkötegére.
Az atomerőművek súlyos baleseteinek kutatása terén említésre méltóak a C O D E X berendezésen végzett mérések, amelyek alapján m eg lehet érteni a reaktorzóna degradálódási folyamatát m ind vízgőz-, m ind levegő-atmoszférában. Ugyancsak értékes eredm ény a számítógépes súlyos baleseti szim ulátor kifejlesztése, amely elsősorban oktatási célokat szolgál.
Az AEKI hagyományos feladata a paksi atomerőmű reaktortartályaival kapcsolatos problémák vizsgálata. Az elm últ időszakban az AEKI tökéletesítette a tartályokat üzemzavar esetén érő hősokk hatásainak elemzési módszereit, részt vett a paksi tartályok új ellenőrzési programjának kidolgozásában és végrehajtásában, m éré
seket végzett a tartályok term ikus öregedésének meghatározására stb.
Az AEKI-ben korábban kialakított V E R O N A zónamonitorozó rendszert az 1990-es években jelentősen továbbfejlesztették. A V ER O N A nélkül ma a blok
kok legfeljebb 24 óráig üzem eltethetők. M egtörtént a reaktor teljesítménykorlá
tozásának új tudom ányos megalapozása; az új korlátozások bevezetésére a közel
jövőben kerül sor.
Az AEKI az elm últ években kifejlesztette az O A H krízisközpongának egyik fontos elemét, az on-line biztonsági paraméter képernyő' rendszert. Az új rendszer biz
tosítja, hogy a központban dolgozó hatósági szakem berek norm ális és üzem zavari helyzetekben egyaránt folyamatosan figyelemmel kísérhessék a paksi blokkok m ííködését.
A paksi ato m erő m ű b en végrehajtott egyik legnagyobb változtatás a reaktor- védelmi rendszer rekonstrukciója. Az AEKI feladata a reaktorvédelmi rendszer funkcionalitásának felülvizsgálata és a szükségessé vált új védelmi jelek bevezetésé
nek a megalapozása volt.
A paksi atom erőm űben m ost készülnek fel az ún. állapotorientált kezelési utasítás bevezetésére, amely a ma m ár elavultnak tekinthető, az üzemzavarok elsődleges kiváltó okának kiderítésére alapozott, eseményorientált kezelési utasítást hivatott felváltani. Az AEKI egyrészt üzemzavar-elemzésekkel és az új kezelési utasítás oktatási anyagaival járul hozzá ehhez, másrészt kifejleszti azt a rendszert, amelynek révén lehetségessé válik íi kritikus biztonságifunkciók monitorozása.
A z AEKI kutatásaiban hagyományosan nagy szerepet játszik a számítógépes szi
mulátorok fejlesztése. A z elm últ időszakban az AEKI a fűtőelemek sérüléséig teijesz- tette ki a paksi szim ulátor modellezési tartományát; az új számítógépes lehető
ségek kihasználásával csökkentette a szimulátor ciklusidejét. így a szimulátort az üzemzavari helyzetek oktatása m ellett egyre gyakrabban használják új fejlesztések eszközeként (reaktorvédelmi rendszer, blokkszámítógép-rekonstrukció). Az AEKI-ben, EUREK A program keretében, korszerű számítógépi környezetet alakí
tottak ki. Az AEKI részt vett a W E R -4 4 0 erőm űvek multifunkcionális szimuláto
rokkal való ellátását szolgáló PHARE/TACIS EU-projektben.
Az AEKI kifejlesztette a S I N A C környezeti szimulátort, amely alkalmas a n u k leáris baleseteket követő folyam atok modellezésére, beleértve a lakossági sugár- terhelés számítását és óvó rendszabályok bevezetésének mérlegelését. A beren
dezés részben oktatási célokat szolgál, de operatívan is m űködik a N ukleáris- baleset-elhárítási K orm ánybizottság Titkárságán. Az AEKI m unkatársai aktívan vettek részt a kölünböző nem zetközi nukleárisbaleset-elhárítási gyakorlatokon.
Az 1998-as IN E X 2 (H U N ) gyakorlat forgatókönyvét az intézetben dolgozták ki.
Az em lített eredm ényeken kívül a sugárvédelmi kutatások nem zetközi elis
merést szereztek a következő területeken:
- inhalált radioaktív aeroszol-részecskék vizsgálata em ber- és patkánytüdő
ben,
- környezeti radioaktivitás m onitorozása (in situ méréstechnika, m ozgólabo
ratórium ),
- retrospektív radonexpozíciós vizsgálatok,
- a belső sugárterhelés meghatározása és radionuklidok m etabolizm usának vizsgálata egésztest-számláló felhasználásával.
Az AEKI kutatói magyarországi háttér- és városi aeroszolok forrásmegoszlá
sát határozták m eg autom atikus egyedi részecskés elektronsugaras m ikroana- lízissel. M érték fosszilis tüzelésű erőm űvek szilárd halmazállapotú légköri ki
bocsátását, és m odellezték a szennyező anyagok légköri terjedését, száraz kiüle
pedését, valamint környezeti hatásaikat. Az aeroszolok és az erőm űvi pernyék vizsgálatához speciális röntgenemissziós, -abszorpciós és -fluoreszcenciás m ód
szereket alkalmaztak, illetve fejlesztettek ki. A vizsgálatok európai együttm űkö
dési program ok kereteiben zajlottak.
1993-95-ben az AEKI-ben kifejlesztették a PILLE kisméretű, hordozható term olum ineszcens dózism érő korszerűsített változatának prototípusát. A be
rendezést sikeresen használták a NASA és az ESA űrhajósai a M IR űrállomáson.
Feltérképezték a dóziseloszlást az űrállomáson, kim utatták a dél-atlanti anom á
lia hatását, elsőként állapították meg az űrhajósokat űrséta közben érő dózis nagyságát. A PILLE továbbfejlesztett változata felkerül a Nem zetközi Űrállom ás fedélzetére. A PILLE földi, telepes változatát a paksi atom erőm űben standard m űszerként használják.
Az AEKI kutatói részt vesznek az ESA által felbocsátandó R O SETTA ű r
szonda leszállóegysége m űszereinek elkészítésében, amely először fog közvetlen méréseket végezni egy üstökös magjának a felszínén.
Az AEKI-ben folyó fizikai-kémiai kutatások elsősorban a kondenzált fázisok és a szilárd/folyadék határfelületek tulajdonságainak megismerésére irányulnak.
Kolloidok hidrofób hidratációs szerkezeteinek vizsgálatával tisztázták a víznek a hidrofób kölcsönhatásokban játszott szerepét. Elméleti modellekkel és elektro
kémiai, valamint felületanalitikai mérésekkel meghatározták egyes korrózióálló fémek és elektrolitoldatok határfelületének a szerkezetét, valamint a korróziós folyamatokat gyorsító halogénadszorpció kinetikáját. Laboratóriumi léptékű kísérletek alapján következtettek az atom erőm űvekben extrém körülm ények között képződő szerves jódvegyületek összetételére. Meghatározták, hogy az oldószer deutérium tartalm a m iként befolyásolja különböző szerves vegyületek oldatainak a szerkezetét és az oldószer meg az oldott anyag közötti kölcsönhatá
sok erősségét.
Az AEKI neutronaktivációs laboratóriuma jó felszereltségű. Az analízis az intézetben kifejlesztett és nemzetközileg elfogadott K^ standardizációs m ódszer
re épül, amivel mintegy 70 elemre 1% érzékenység érhető el. A neutronaktivá
ciós analitika igen széles intervallumban alkalmas a m inta alkotóelemeinek nagy pontosságú kimutatására. Alkalmazható az orvosi kutatásban (pl. szelén kim uta
tása), a geológiai kutatásban és számos gyakorlati feladat megoldása során is.
A statikus és a dinamikus gamma- és neutronradiográfia céljait szolgálja a kutatóreaktor egy-egy vízszintes csatornája. A dinamikus radiográfia a mozgó
jelenségek közvetlen tanulm ányozhatósága révén unikális. A hűtőgépiparban a radiográfia m ár a technológiai lánc része. A röntgenradiográfia jó l Idegészíti a neutronradiográfiát a kis energiák tartományában.
Az A EK I-ben kutatott tém ák között szerepel a reaktortechnikai eszközök, elsősorban m űszer- és irányítástechnikai berendezések fejlesztése. Az eredetileg a reaktorrekonstrukció során kifejlesztett berendezések (PLC-bázisú reaktor- védelmi logika, rúdhajtásvezérlő rendszer, dozimetriai ellenőrző rendszer, operá
tort tám ogató számítógépes adatgyűjtő stb.) jó üzem eltetési tapasztalata alapján került sor több kisebb, a N em zetközi Atom energia-ügynökség által finanszíro
zott, különböző kutatóreaktorok számára készült projektre, majd az Egyiptomi N ukleáris K utatóközpont adott több megbízást az egyiptomi kutatóreaktor felújításával kapcsolatban.