A 20 évvel ezelőtti paksi tisztítótartály-baleset és annak máig ható tanulságai

Az első komolyabb rendellenességet 1997-ben, a 2. blokk soron kívüli, ún. zónakirakása – azaz a reaktor leállítása, az összes üzemanyagkazetta kiemelése – során észlelték. Egy üzemzavari védelmi működés miatti blokkleállást követően ugyanis a reaktortartályban levő üzemanyagkazetták hidraulikai ellenállása jelentős mértékben megnövekedett. A kazetták kirakása és a fővízkör ellenőrzése során komoly mennyiségű „idegentestet” (Megjegyzés: így neveznek minden, a fővízkörbe kerülő anyagot, tárgyat, amely nem tartozik a technológiai rendszerhez) találtak lemezszerű anyagdarabokként vagy a belső részeken talált lemezes „lerakódás” formájában.

Ekkor ezek oka, forrása még nem volt egyértelműen megállapítható. (Megjegyzés: a 2. blokkon az előző évben már történt egy hasonló esemény. Ekkor egy el nem távolított zárólemez törmeléke került be a fővízkörbe, így ennek utóhatása sem volt teljességgel kizárható.)

1999-ben, az 1. blokki főjavításon is szokatlanul nagy mértékű lerakódást tapasztaltak, ez már egyértelműen más okra utalt. Utóbb a jelenség a 3. blokkon is érzékelhető volt. Ugyanakkor a 4. blokkon ilyen lerakódás egyáltalán nem volt megfigyelhető.

Felvetődött a logikus kérdés: mi volt az a körülmény, amely az 1-3. blokkon kiváltotta a lerakódást, de a 4. blokkon nem?

Végül egyetlen lehetséges magyarázat maradt: a gőzfejlesztők tápvízelosztó kollektorainak cseréje az 1-3. blokkon megtörtént, miközben a 4. blokkon még nem. (Megjegyzés: A tápvízelosztó kollektor feladata a víz bevezetése a gőzfejlesztő szekunderoldali terébe, és fúvókáival annak szétporlasztása, hogy a primer csőköteget ne érje ún. hősokk. A kollektorokon a gőzfejlesztő meleg oldala felől 96 db, a hideg oldala felől pedig 88 db 20 mm átmérőjű fúvóka helyezkedik el.)

Az atomerőművek egyik legfontosabb biztonsági funkciója a nukleáris üzemanyag folyamatos hőelvonásának biztosítása. Ez a reaktortartályban levő üzemanyag esetében a reaktorhoz csatlakozó (ún. fővízköri) csővezetéken elhelyezett gőzfejlesztők feladata. Ezek a berendezések hivatottak a reaktortartályból érkező forró víz lehűtésére (primerköri hőhordozó) azáltal, hogy a köpenyterükben levő vizet gőzzé forralják. A turbinákra jutva ez a gőz biztosítja a mechanikai energiát a villamosenergiát termelő turbógenerátor gépcsoport számára. A turbinából kilépő, „munkát végzett” gőzt lehűtik és a kollektorokon keresztül visszajuttatják a gőzfejlesztők belsejébe. A gőzfejlesztők másik fontos funkciója a primer köri radioaktív hőhordozó szekunder (inaktív, azaz nem radioaktív) körbe jutásának a megakadályozása. (Megjegyzés: A paksi blokkok ún. nyomottvizes, kétkörös blokkok (PWR), amelyek főbb jellemzőiről ittmár részletesen írtunk.)

A Paksi Atomerőmű üzemeltetésének természetes része valamennyi berendezés és rendszer állapotának folyamatos ellenőrzése, az állapotinformációk rendszeres gyűjtése, értékelése. A szoros ellenőrzés célja, hogy az üzemeltető személyzet mindig pontosan tisztában legyen azzal, hogy melyik rendszer, berendezés esetében jelentkezik olyan állapotváltozás, amely beavatkozást igényel. (Megjegyzés: A ’90-es évek elején éppen ilyen vizsgálatok során derült ki, hogy agőzfejlesztőkben található szénacél tápvízelosztó kollektorokon jelentős mértékű károsodás keletkezett. A műszaki elemzések és a nemzetközi tapasztalatok alapján (több másik atomerőműben is jelentkeztek hasonló károsodások) arra a döntésre jutottak, hogy a víz által okozott kavitációs erózió és a korróziós hatás együttesen olyan mértékű, hogy minden blokkon végre kell hajtani a kollektorok cseréjét.)

Tekintettel arra, hogy az eredeti konstrukció szerint a kollektor a gyártás során a primeroldali csőköteg közepén épült ki, így ugyanebben a pozícióban a berendezés jelentős mértékű bontása nélkül a csere nem volt megvalósítható. Ezért a javítási tervek a régi kollektornak a primer csőköteg felső síkjánál történő elvágásával és az új kollektornak e sík felett történő elhelyezésével számoltak. A tapasztalt rendellenesség megismétlődésének megelőzésére az új kollektorok nemcsak más elhelyezéssel, hanem más anyagból – a korrózióálló és sokkal kopásállóbb ausztenites acélból – is készültek.

A gőzfejlesztő belső terében a reaktortartályból érkező, némileg sugárzó hűtővíztől felaktiválódott primerköri csőköteg miatt magas a dózistér, ezért a végrehajtás menetét alaposan meg kellett tervezni. A kidolgozott optimális végrehajtási technológia időszükségletét figyelembe véve az első cserét 1995-ben, a 2. blokk 4. sz. gőzfejlesztőjénél hajtották végre. (Megjegyzés: Egy-egy reaktorhoz 6 fővízköri hurok és 6 db gőzfejlesztő csatlakozik.)

Az időközben több berendezésnél talált további károsodások miatt végül 2000-ben döntés született, hogy az 1-4. blokkok valamennyi gőzfejlesztőjének tápvízelosztó kollektorait cserélni szükséges. A személyzet sugárterhelésének elérhető legalacsonyabb szinten tartása érdekében (sugárvédelmi alapelv az ALARA – As Low As Reasonably Achievable) egy-egy csere végrehajtása összetett műszaki és szervezési intézkedést kívánt. Többek között dekontaminálni kellett a berendezések primerköri csőkötegének belső felületét. (Megjegyzés: A dekontaminálás olyan eljárás, amelynek során vegyi anyagok segítségével a felaktiválódott – kontaminálódott – felületekről eltávolítják az aktív anyagrészt, majd passziválják a felületet. Ezzel jelentős mértékben csökkenthető a munkatérben tevékenykedő szakembereket érő sugárdózis mértéke.) 2001 végére az 1-3. blokkok minden gőzfejlesztő kollektorát kicserélték.

Mivel a lerakódások kizárólag azokon a blokkokon jelentek meg, amelyeken a tápvízelosztó kollektorok cseréje zajlott, ez a két folyamatot mindenképpen összefüggésbe hozta egymással. Az egyetlen olyan beavatkozás, amely ilyen jellegű következményeket okozhatott, az a cserék miatt a gőzfejlesztőkön végrehajtott, a korábbiakhoz képest jelentősen nagyobb mértékű dekontaminálási tevékenység volt. Feltételezhető volt, hogy a vegyi folyamat végén a megmaratott fémfelület passziválása nem volt megfelelő, így a blokkok üzeme alatt olyan rendellenes anyagáramlás indult meg, amelyben a gőzfejlesztők primeroldali csőkötegének belső felületéről anyag oldódott a primerköri hűtővízbe. Ez az oldott anyag a reaktorba jutva a magas hőmérsékletű felületekre – különösen az üzemanyagkazetták felületére – rakódott (hasonlóképpen a háztartási gépekben a vízben oldott ásványi sókból a fűtőszálakra kirakódó vízkőhöz).

Annak érdekében, hogy egyrészt teljesen egyértelműen megállapítható legyen a lerakódások oka, másrészt, hogy a 4. blokkon elkerülhető legyen a jelenség, a karbantartók kezdeményezésére az Atomerőmű igazgatósága elfogadta azt a javaslatot, hogy a 4. blokkon a cserék dekontaminálás nélkül történjenek.Ez azt jelentette, hogy más intézkedésekkel kellett megoldani a bent dolgozó szakembereket érő sugárzás csökkentését. Ezt a gőzfejlesztő búvónyílásánál magasabb vízszintet biztosító gátszerű elem beépítésével, valamint ólompaplanos biológiai védelem alkalmazásával érték el. A lehető legrövidebb műveleti idő kidolgozásához igénybe vették az 1997-ben átadott Karbantartó Gyakorló Központban elhelyezett típusazonos gőzfejlesztőt, ahol előzetesen, inaktív körülmények között lehetett a műveleteket kipróbálni, szükség szerint tovább finomítani.

A csere módjára vonatkozó döntés helyesnek bizonyult, mert a 4. blokkon utóbb nem jelentek meg a másik három blokkban előfordult lerakódások.

Az 1-3. blokkokban a felületeken megtapadt lerakódás üzem közben nem volt különösebben észlelhető, mivel nem befolyásolta jelentős mértékben a hőleadást. Azonban ha valamilyen okból  le kellett állítani és hűteni a reaktort vagy jelentős terhelésváltoztatásra volt szükség, akkor ezt követően a zónában minden esetben csökkent a hűtővízforgalom, továbbá nőtt a nyomáskülönbség. Az e rendellenességre utaló jeleket a blokkok műszerei regisztrálták.

Az észlelt jelenségek legvalószínűbb magyarázata az volt, hogy az üzemanyagkazetták hűlése során a felületekre lerakódott réteg levált és lehullott, majd a szivattyúk által nagy sebességgel áramoltatott víz hatására véletlenszerűen a kazetták közé, illetve az azok belsejében kialakított áramlási utakba jutott, akadályozva a hűtővíz megfelelő áramlását.

Felmerült annak a kockázata, hogy a lerakódás a reaktorok szabályozását és vészhelyzeti leállítását végző ún. szabályzó biztonságvédelmi rudak mozgását is akadályozhatja, ezáltal a reaktorok eredeti baleseti elemzéseire, a működési biztonságára is hatással lehet. Az üzemanyagkazetták belsejében kialakuló „dugulások” rontották az üzemanyagpálcák hűtését. Ezek változatlan reaktorteljesítmény esetén lokális hőmérsékleti határérték-túllépéseket okoztak volna. Ezt megelőzendő az érintettblokkok csak a névleges teljesítményük alatt termelhettek. Viszont az alacsonyabb teljesítményszinten üzemeltetett reaktorokkal az üzemanyagkazetták „kiégetése” nem lehetett megfelelő hatásfokú, így a kiégett kazettákban jelentős energia megtermelésére képes, kihasználatlan aktivitás maradt volna. Ráadásul mindez éppen abban az időszakban merült fel, amikor a blokkok teljesítménynövelése és élettartamuk hosszabbítása volt a cél.

Mindezen szempontok figyelembevételével olyan döntés született, hogy egyrészt a reaktorok karbantartási időszakában folytatni kell a lehullott lerakódások eltávolítását a primerköri hőhordozóból és a reaktor belső elemeiről, másrészt fel kell készülni az üzemanyagkazetták tisztítására. Ez utóbbi egyaránt érintette mind a romló teljesítmény miatt már kiemelt és egy ideje már pihentetett, mind a reaktorokban éppen üzemben levő üzemanyagkazettákat.

Végül azt a megoldást választották, hogy a tisztítást a reaktoron kívül, az alábbi ábrák szerinti, bóros vízzel elárasztott 1. sz. aknában elhelyezendő, speciálisan erre a célra kialakítandó tartályban végzik.

A Siemens KWU-val megkötött szerződés alapján először a reaktorokból korábban már kiemelt, az ún. pihentetőmedencében legalább egy éve elhelyezett üzemanyagkazetták tisztítása kezdődött meg. A tisztítás egy 7 db üzemanyagkazetta tisztítására alkalmas tartályban zajlott, amelyet a blokk 1. sz. aknájában helyeztek el. Ennek segítségével összesen 170 db, már pihentetett kazettát sikeresen megtisztítottak. (Megjegyzés: A sikerességet, a kazetták belsejében immár zavartalan áramlást egy speciális berendezéssel igazolni is lehetett.)

Eközben a 2. blokkon olyan jelentős mértékűvé vált a lerakódás és az ebből eredő reaktorteljesítmény és szabályzórúd-sebesség csökkenés, hogy a nukleáris biztonság és a megfelelő termelési képesség fenntartása érdekében sürgős beavatkozás vált szükségessé. Tekintettel arra, hogy a reaktorban egy töltetben 312 db kazetta van, a tervezett főjavítás során jóval nagyobb számú kazettát kellett rövid idő alatt tisztítani. Ez 7 db-os tartállyal nem lett volna kivitelezhető, emiatt döntés született egy nagyobb kapacitású, 30 db-os tisztítótartály kialakításáról és üzembevételéről. Az Atomerőmű erre a Framatome ANP-vel (FANP), a Siemens KWU jogutódjával kötött szerződést.

A FANP által ajánlott technológia egy víz alatti tisztítótartályból és a hozzá kapcsolódó AMDA (Automatic Mobile Decontamination Appliance) berendezésből állt. (A tisztítótartályt az adott blokk 1. aknájában bóros vízbe süllyesztették.)

A tisztítási ciklus az alábbi üzemmódokon keresztül történt:

A tisztítási (C) üzemmódban a tisztítótartályba az AMDA rendszer speciális vegyszeres vizét szivattyúzták. Ez leoldotta a lerakódott anyagrészecskéket és magával szállította az AMDA rendszer szűrőegységéhez, amely kivonta ezeket a beoldott szennyeződéseket. Az eljárás során mérték a vegyszeres víz oldottanyag-tartalmát, és annak egy adott határérték alá csökkenésekor – azaz a beoldható idegen anyag megszűnésekor – lehetett a kazettákat tisztának nyilvánítani. A hűtési (B) üzemmódban egy másik csővezetéken egy búvárszivattyúval az 1. sz. akna bóros vizét keringtették a tartályban annak érdekében, hogy a kazettákban lévő urán-dioxid pasztillák izotópos bomlása során keletkező remanens hőt elvonják.

A biztonsági elemzések és műszaki leírások alapján a rendszert mind az atomerőmű, mind a nukleáris hatóság (Országos Atomenergia Hivatal) elfogadta, illetve engedélyezte.

A rendkívül rövid idő ellenére (a döntés 2002. októberben született és 2003. márciustól az elfogadott technológiát már alkalmazni is kellett) a berendezés elkészült a 2. blokk főjavítására. A kazetták tisztítása az új tisztítási technológiával kezdődött meg.

Először a pihentetett kazettákat tisztították meg. Ezt április 3-án befejezték. Utána, április 5-én elindult a reaktorból frissen kikerült üzemanyagkazetták tisztítása. 5 töltetnyi kazetta sikeres megtisztítását követően április 10-én 16 órakor, a 6. tisztítási ciklus befejezésekor, a vállalkozó tisztítótartályt üzemeltető munkatársai jelezték, hogy a tisztítás befejeződött, és a tisztítótartály fedele felnyitható, az üzemanyag kirakható.

Közben azonban a blokk főjavítása is zajlott. Emiatt a reaktorcsarnoki daru éppen a reaktortartály elemeit mozgatta. Erre tekintettel a fedél nyitását későbbre kellett halasztani. Ezt akkor éjfélre becsülték.

A vállalkozó személyzete a berendezést a tartály felnyitásáig a tisztítási üzemmódból a hűtési üzemmódra váltotta. A berendezés biztonsági elemzései – így az azt üzemeltető személyzet tudomása – szerint ez az üzemmód korlátlan ideig biztonságosan fenntartható volt.

Az első rendellenességre utaló jelek nem sokkal 22 óra előtt jelentkeztek. Ekkor a reaktorcsarnok tisztítótartály feletti térrészében – majd kicsit később a távolabbi pontokon is – elhelyezett sugárzásmérők radioaktív nemesgázokat jeleztek. Mivel ez egyértelműen arra utalt, hogy a tartály belsejében elhelyezett üzemanyagkazettáknál inhermetikusság – azaz az urán-dioxid pasztillákat hermetikusan zárni hivatott cirkóniumcső sérülése – lépett fel, az Atomerőmű személyzete hajnali 1 órakor rendkívüli Karbantartási Munkabizottsági ülésen döntött a tartály fedelének mielőbbi kinyitásáról. A cél az inhermetikusság forrásának lokalizálása és a szivárgó kazetta/kazetták hermetikus tokba helyezése volt.

A fedél leemelésének április 11-én, hajnali 2 óra után – már speciális légzőkészülékeket viselve – fogtak neki. Ekkor azonban váratlan esemény következett be:

• a fedél szokott módon történő nyitása (a hidraulikus zár oldása) során az 1. akna vizében a fedél alól kiáramló rendkívül erős buborékolás indult meg (ez forrásban levő víz benyomását keltette);
• eközben a reaktorcsarnokban a sugárzás szintje drasztikusan megnőtt;
• emiatt az emelési műveletet meg kellett szakítani, és a személyzetnek a csarnokot azonnal el kellett hagynia.

De hogyan történhetett meg ez úgy, hogy a berendezést üzemeltető FANP személyzet minderről mit sem sejtett?

Hogyan következhetett be egy olyan nukleáris esemény, amely később a nemzetközi eseményskálán (INES – International Event Scale) 3., azaz súlyos üzemzavar besorolást kapott?

Egy atomerőművi üzemzavar besorolása akkor súlyos, ha a környezetbe kismértékű kibocsátással, de a létesítmény területén súlyos radioaktív szennyeződéssel járó esemény következik be, amely majdnem baleset, vagy elvész a radioaktivitás környezetbe jutását megakadályozni képes ún. mérnöki gát. (Megjegyzés: Ezek a műszaki megoldások, mérnöki gátak hivatottak ellátni a környezet és a lakosság védelmét az atomenergia felhasználásával együtt járó radioaktív anyagok hatásaival szemben mind üzemi, mind baleseti helyzetekben.)

A Paksi Atomerőmű konstrukciójában ezek a mérnöki gátak a következők:

• az üzemanyag urán-dioxid pasztillái (ezek keramizált állapotukban rendkívül ellenállók a külső hatásoknak);
• az üzemanyagkazettákon belül a pasztillákat magukban foglaló, hermetikusan lezárt cirkóniumcsövek (ezek akadályozzák meg a maghasadás során keletkező hasadótermékek hűtővízbe jutását);
• a reaktor és a fővízkör hermetikus nyomástartó rendszere (az üzemanyagkazettákból a primerköri hűtővízbe esetlegesen kikerülő radioaktivitást tartja határain belül);
• a fővízköri rendszereket magukban foglaló helyiségek hermetikus kialakítása (az esetlegesen a primerkörből kikerülő radioaktív közeget a helyiségek falán kialakított hermetikus burkolat zárja el a környezettől).

Tisztítási eljárás

Mint korábban említettük, a felvázolt tisztítási opciók közül a reaktoron kívüli, az 1. sz. aknában elvégzendő tisztításról  született döntés. E mögött többek közt az állt, hogy maga a lerakódási jelenség is egy vegyszeres beavatkozás (a gőzfejlesztők primeroldali csőkötege belső felületének dekontaminálása) eredményképpen alakult ki, így az Atomerőmű személyzetében erős ellenérzések voltak egy hasonló eljárás fővízkörön belüli végrehajtásával szemben. Attól tartottak, hogy annak esetleges káros hatásai még szélesebb berendezéskört is érinthetnek.

Ugyanakkor a meghozott döntés annak kényszerű tudomásulvételével járt, hogy a felsorolt négy mérnöki gátból kettő (fővízkör és a helyiségek hermetikussága) eleve nem állhatott rendelkezésre az eljárás alatt. Ez pedig azt követelte volna meg, hogy a tisztítórendszer tervezése és engedélyezése az észszerűen elvárható legkonzervatívabb módon történjen.

A történtek ezt nem igazolták vissza. Bár a 30 db-os tisztítás jelentős – a teljes zóna mintegy 10%-át kitevő – nagy remanens hővel rendelkező üzemanyagra terjedt ki, ehhez képest a végül elfogadott tisztítási technológia kockázatai jelentősek voltak.

A tisztítótartály konstrukciója

Az üzemanyagkazetták súlyos sérüléséhez vezető egyik döntő ok az volt, hogy a 30 darab üzemanyagkazetta befogadására tervezett tisztítótartály konstrukciója a benne zajló hűtővíz keringését alapvetően érintő módon eltért a korábbi, 7 db befogadására alkalmastól. Míg ez eredeti konstrukción a tervezők a belépő hűtővízcsonkot a tartály alsó, a kilépőt pedig annak felső részén helyezték el, addig a későbbi, 30 db-os tartálynál mind a belépő, mind a kilépő csőcsonkok a tartály alsó síkján kaptak helyet. Ez utóbbi kialakítás fizikai okból kizárta, hogy a tartály „légtelenítse” magát, illetve hogy benne, a zárt fedél mellett, a remanens hő által generált természetes cirkuláció tudjon kialakulni.

A szivattyú kapacitása

A sérüléshez vezető további ok volt, hogy a B üzemmódban kialakított hűtés méretezésénéla tervezők rosszul választották meg a szivattyú szállítási teljesítményét. Emiatt a tisztítási művelet során alkalmazott szivattyú elégtelen volt a reaktorból frissen kikerült, nem pihentetett – ezáltal jóval nagyobb hőt termelő – kazetták hosszabb időtartamon át történő és biztonságos hűtéséhez.

Emellett egy további biztonsági elv is sérült.  A szivattyú nem rendelkezett redundáns – azaz duplikált, vele egyező funkciót ellátni képes – tartalékkal. Ráadásul a tervezéskor figyelembe vett áramlási viszonyokhoz képest a valós helyzet is eltérő volt, mivel a tisztítandó kazetták a tartályba történő behelyezésük során – a francia személyzet tudtával – nem teljesen a tervek szerinti pozícióba kerültek. Ezzel a tartályon belül, a hűtőközegben ún. parazita áramlások jöttek létre. (Megjegyzés: ezek olyan áramlási irányok, amelyek a kazettákat elkerülve vezették a hűtővizet.)Ezek miatt a kazetták hűtése romlott a biztonsági elemzésekben figyelembe vett mértékhez képest.

Ez a körülmény azzal vált kulcsfontosságúvá, hogy a tisztítással egy időben zajló blokk-karbantartás miatt a reaktorcsarnok daruja foglalt volt, így a tartály fedelének levételét órákkal el kellett halasztani.

A vállalkozó tevékenysége

Az is meghatározó körülménynek bizonyult, hogy az FANP nemcsak a tervezésben, hanem a tevékenység helyszíni végrehajtásában is rendkívül nagy – a történtek tükrében túlzott – autonómiát kapott. A tisztítási folyamat kapcsán az Atomerőműnek gyakorlatilag csak kiszolgáló szerep jutott, a folyamatok tényleges állásáról, illetve a tartályban levő állapotokról kizárólag közvetett információja volt.

Ugyanakkor az is meghatározó volt, hogy maguknak a tisztítási tevékenységet végzőknek sem álltak megfelelő információk a rendelkezésére, mivel a tisztítótartály belsejében nem építettek ki egyes kulcsfontosságú méréseket. Ezek hiányában a tartály belsejében kialakult állapotról, az ott zajló folyamatokról nem lehetett valós képet alkotni. A rendszer az aktivitás, a hőmérséklet és a hűtővíz áramlási sebesség méréséhez kizárólag a tartályon kívül elhelyezett – így csak korlátozott képet adni képes – mérésekkel rendelkezett.Mindezek miatt a berendezést üzemeltető francia személyzet számára nem állt rendelkezésre megfelelő információ. Így a tartályban ténylegesen zajló folyamatokról megfelelő következtetéseket sem volt képes levonni.

A tisztítótartályban megindult folyamat

Az előbbiekben sorolt körülmények együttesen eredményezték azt, hogy:

1. a zárt tartály belsejében a nem megfelelő hűtéstől egyre jobban felforrósodó üzemanyagkazetták elkezdték elforralni a vizet;
2. az így létrejött gőzpárna a fedél alatt összegyűlve egyre inkább kiszorította a tartályban levő vizet;
3. emiatt a tartályban levő üzemanyagkazetták felső része szárazra került;
4. ezzel ezeken a részeken az üzemanyagkazetták teljesen elvesztették a hűtésüket és a hőmérsékletük drasztikusan megemelkedett.

A tisztítótartály fedelének nyitása

A tisztítótartály fedelét a daru foglaltsága és a felsorolt körülmények miatt magas – nagyságrendileg 1000 °C környéki – kazettahőmérséklet mellett nyitották meg. (Megjegyzés: a későbbi elemzések szerint a kazetták burkolatának hőmérséklete 800-1300 °C között volt.)

A fedél nyitása utáni történések:

1. a tartályba beáramló hideg víz a forró üzemanyagkazettákat elérve pillanatokon belül gőzzé forrt;
2. a tartályban jelentősen megemelkedett a nyomás;
3. a megugró nyomás egyrészt     elgörbítette a fedél megvezetésére szolgáló fém tüskét;
4. ezzel ellehetetlenítve a fedél teljes leemelését;
5. de főleg „összetörte” az üzemanyagkazetták jelentős részét.

Az utolsó mozzanat azt okozta, hogy a négy mérnöki gátból mindössze egyetlen – az urán-dioxid pasztillák keramizált állapota – maradt fent.

A fedél levételének tétje

Az elemzések eredményei alapján megállapítható, hogy a hőmérséklet további emelkedése esetén a kazetták burkolatát képező cirkónium heves égése indulhatott volna meg. Ez egyrészt meggyújthatta volna azt a hidrogént, amely a cirkóniumot ért magas hőmérséklet miatt keletkezett. Másrészt olyan magas hőmérséklet jöhetett volna létre a tartályban, amely akár az üzemanyagpasztillák megolvadásához vezetett volna.

Mindez az utolsó mérnöki gát elvesztését jelentette volna.

Így a fedél megnyitásával kapcsolatos döntés elmaradása még a ténylegesen történteknél is súlyosabb következményekkel járt volna.

A fentebb ismertetett, az esemény kialakulásában leginkább meghatározó problémákon felül mind az OAH jelentése, mind a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség jelentése további kiváltó okokat is megállapított.

A tisztítótartály-baleset következményeinek elhárítása egy külön történet, amely meghaladja e cikk kereteit.

Tanulságok

Az eseményeket követően a Paksi Atomerőmű levonta a tanulságokat és azok alapján éveken át tartó, tudatos biztonságfejlesztési programba kezdett.

Miként hasznosíthatók a történtek tanulságai a mai helyzet tükrében, 20 évvel az esemény után?

• A 7 db kazetta tisztítására alkalmazott rendszer szabadalmaztatott és referenciákkal rendelkező megoldás volt. Ugyanakkor a 30 db-os tartály első alkalommal, referencia nélkül került alkalmazásra, azaz prototípusnak volt tekinthető. Ennek ellenére azt sem az engedélyes Paksi Atomerőmű, sem az Országos Atomenergia Hivatal nem ennek megfelelő módon kezelte az engedélyezési folyamat során. A konstrukciós módosítások ellenére nagyban – a történtek tükrében a kelleténél jobban – figyelembe vették a kisebb tartály kedvező referenciáit.
• Alapelv, hogy az atomerőművi engedélyezési eljárások folyamatában a dokumentáció egymásra épülő ellenőrzési és jóváhagyási szinteken keresztül jut el a végső engedélyezésig. Kulcsfontosságú tehát, hogy minden ellenőrzési szinten, minden szereplő – akár az engedélyesek, akár a független szakértők, akár a hatóságok, azaz valamennyi résztvevő – esetében a nukleáris biztonság szempontjai legyenek az elsődlegesek. Emellett az elemzések és döntések meghozatalának mentesnek kell lennie az időkényszertől. Végül     pedig a nukleáris biztonságra gyakorolt hatással arányosan kell a konzervatív megközelítést alkalmazni. E követelményeknek minden gazdasági vagy politikai érdeket és/vagy elvárást meg kell előzniük! Az eseményt követően a hatóság felülvizsgálta e követelmények teljesülését, és szükség szerinti intézkedéseket hozott.
• Mindez különösen aktuális, mert – még ha késésekkel és kisebb-nagyobb döccenőkkel is, de – zajlik a Paks II. projekt, amely két nagy teljesítményű, egyenként 1200 MW villamos teljesítmény termelésére képes atomerőművi blokk létesítését tűzte ki célul. A létesítési tevékenység végigviteléhez számos nagyobb (létesítményszintű) és kisebb léptékű engedély lesz szükséges. Kulcsfontosságú tehát az engedélyezés függetlensége, akkurátus volta, magas szakmai színvonala.
• A 2003-ban történtek kapcsán számos hír és rémhír volt forgalomban. Az utóbbiak ellenszere a gyors és hiteles kommunikáció.
• Paks II. projekthez kapcsolódó kommunikációnak gyakran része, hogy a fővállalkozó nagy tapasztalattal bíró, nemzetközi szinten elismert cég. A történtekből látható, hogy ez önmagában semmire sem garancia. Mivel az EPC (Engineering, Procurement and Construction típusú fővállalkozói) szerződés kulcsrakész megvalósítást ír elő, a történtek tükrében meghatározó lehet, hogy a projektvállalat mekkora teret enged a fővállalkozónak, és mekkora erőforrásokat fordít az elvégzett tevékenységek adekvát felügyeletére.
• Elvi döntés született a Paksi Atomerőmű négy blokkjának további üzemidő-hosszabbításáról (TÜH). Ennek során várhatóan annál is jelentősebb mértékű beavatkozásokra is szükség lehet, mint a korábbi üzemidő-hosszabbításnál (ÜH) volt (erről itt írtunk). A TÜH keretében ténylegesen elvégzendő tevékenységeket a blokkok állapotfelügyelete és öregedéskezelési adatai alapján határozzák meg. Az elvégzendő munkák egyaránt lehetnek majd a főjavítások alatt, de akár a blokkok üzeme mellett elvégzendő beavatkozások. E tevékenységek megtervezésekor is fontos a baleset tanulságait felfrissíteni, tudatosítani: egyrészt az erőmű személyzetében, hiszen az eltelt 20 évben a tanulságok egy része mostanra a feledés homályába merülhetett az akkor már ott dolgozók fejében is. Másrészt az új munkavállalók számára meg pláne fontos a történtek és a tanulságok megismerése. Ugyanez nem kevésbé fontos a tevékenységek elvégzéséhez igénybe veendő vállalkozók, alvállalkozók esetében.
• Az atomenergetikában az évtizedek során nem véletlenül alakult ki a nukleáris biztonság hét alapelve vagy a mérnöki gátak rendszere. Éppen a nukleáris biztonsági alapvetések tömeges megsértése miatt különösen veszélyes például a Zaporizzsjai Atomerőműben immár több, mint 1 éve fennálló helyzet.

Az atomenergia a technológia mai fejlettségi szintjén továbbra is az emberiség egyik legfontosabb energiaforrása. A világ számos országa szerint alkalmazása nélkülözhetetlen a megújuló energiaforrások mellett az üvegházhatású gázok (hangsúllyal a szén-dioxid) kibocsátásának mérséklésében, a fogyasztói igények kielégítésére. Nem az a kérdés tehát, hogy éljünk-e vele, hanem az, hogy miként.

Az atomerőművi ipar az elmúlt 80 évben – a megtörtént néhány esetből is tanulva – kialakította a biztonságos üzemeltetés szabályrendszerét. Már csak be kell tartani a szabályokat. Maradéktalanul.