i NÉGY ÉVTIZED REAKTORBALESETEI. Hungarian academy of c ScienceB CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST

KFKI-1982-94

SZABÓ ZOLTÁN

/

i

NÉGY ÉVTIZED REAKTORBALESETEI

c

Hungarian academy of ScienceB CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST

RFKI-1982-94

NÉGY ÉVTIZED REAKTORBALESETEI Szabó Zoltán Központi Fizikai Kutató Intézet 1525 Budapest 114, Pf.49

HU ISSN 0368 5330 ISBN 963 371 986 2

KIVONAT A report az 1942-tSl 1982. június ЭО-ig terjedő Időszakot fogja át. Részletes leírást és összehasonlító elemzést ad a reaktorbalesetekről, bal­ esetveszélyes Üzemzavarokról, valamint a kémiai feldolgozó üzemekben bekövet­ kezett megszaladásokról. Az elemzés szempontjai a következők: okok /konstruk­ ció, karbantartás, operátor tevékenysége/; események /kiváltó esemény és eseménylánc/; következmények /környezeti hatások, személyzet károsodása, berendezés károsodása/.

АННОТАЦИЯ Отчет охватывает период с 1942 года до ЗО-го июня 1982 года. Подробно описываются ядерные аварии и ядерно-опасные режимы реакторов, а также раз­ гоны делящихся материале« на химических заводах. Дается сравнительный анализ аварий с учетом причин (конструкция, ППР, действие оператора), событий (ис­ ходное событие и последовательность событий) и последствий (воздействие на окружение, эксплуатационный персонал и ус:ановку).

ABSTRACT The report covers the period between 1942 and June 30, 1982. A detailed description and a comparative analysis of reactor accidents and chemical-processing-plant excursions is presented. The analysis takes into account the following points: causes /design, maintenance, operation/; events /ini­ tiating event and sequence of events/; consequences /environmental Impacts, personnel effects and equipment damages/.

T A R T A L O M

BEVEZETÉS

1

1. Balesetek részletes leírása

2

1.1

Kritikus rendszerek

2

1.2

Kutat6reaktorok

31

1.3

Atomerőmüvek

78

2. ÖSSZEHASONLÍTÓ ELEMZÉS 2.1

2.2

2.3

108

Okok

127

2.1.1

Konstrukciós hibák

127

2.1.2

Karbantartási hibák

127

2.1.3

Kezelési hibák

128

Baleset lefolyása

129

2.2.1

Kiváltó esemény

129

2.2.2

További események

130

Következmények

132

2.3.1

Környezeti hatások

132

2.3.2

Személyzet károsodása

134

2.3.3

Berendezés károsodása

3. ÖSSZEFOGLALÁS

. . .

135 1 3 6

IRODALOM

1 3 7

TÁRGYMUTATÓ

1 4 1

NÉVMUTATÓ

143

- 1 -

BEVEZETÉS A dolgozatban az 1942~t51 1982. június ЗО-ig terjedő Időben bekövetkezett reaktorbaleseteket ismertetjük. Célunk: a szakemberek - mindenekelőtt kutató és oktató reaktorok, kritikus rendszerek tervezésével, üzemelteté­ sével foglalkozók - részére közvetlenül hozzáférhetővé tenni a balesetek . kapcsán négy évtized alatt összegyűlt tapasztalatokat. Reaktorbaleseten olyan véletlen eseményt értünk, amelynek következtében - a megengedett mértéket meghaladó radioaktiv kibocsátás történik a környe­ zetbe, vagy - a személyzet potenciálisan veszélyes sugárterhelést szenved, vagy - az aktív zóna károsodik. A szoros értelemben vett reaktorbaleseteken kivül szerepelnek még az össze­ állításban: - reaktorbaleset közvetlen veszélyével járó megszaladások és üzemzavarok; - hasadó anyagot feldolgozó üzemekben bekövetkezett megszaladások; - néhány olyan, személyi sérüléssel járó baleset, amelynek körülményei külö­ nösen jellemzők reaktorokra. A szoros értelemben vett balesetek összeállításánál a teljességre törekedtünk, jól tudjuk azonban, hogy ez csak viszonylagos lehet, mivel a reaktorbalese­ tek egy része nem került publikálásra. Az atomerőmüvek üzemzavarait néhány jellemző példa kapcsán mutatjuk be, a teljerség igénye nélkül. A baleseteket a reaktorok teljesítménye szerint három csoportban tárgyaljuk: A./ Kritikus rendszerek és hasadó anyagot feldolgozó üzemek. В./ Kutatóreaktorok /valamint plutóniumtermelö és max. 200 МИ hoteljesitményü erőmüvi reaktorok/. C / Atomerőmüvek /200 MW hőteljesitmény fölött/. A dolgozat első részét a balesetek részletes leírása képezi. A reaktorok műszaki adatait - kevés kivétellel - a Nemzetközi Atomenergia ügynökség kiadásában megjelent Reaktorkatalógus 1-Х. köteteiből merítettük. A szám­ szerű adatokat minden esetben Sí-egységekben adjuk meg, kivételt csak a sugárdózisokkal tettünk, ezeknél megtartottuk a forrásmunkákban szereplő mértékegységeket. A leirt balesetek túlnyomó többsége az USA-ban történt, ezeknél - az egyszerűség kedvéért - az ország feltüntetésétől eltekintettünk. A második rész a balesetek összehasonlító elemzését tartalmazza. Értékeli a balesetek okait, lefolyását és következményeit.

- 2 450211 Dragon

1.

BALESETEK RÉSZLETES LEÍRÁSA

1.1 Kritikus rendszerek AI. Dragon [1-4) /IASL, Los Alamos, New Mexico - 1945. február 11./ A Dragon reaktor volt az első olyan berendezés, amellyel promptkritikus kitöréseket vizsgáltak. A folyamatot a hasadó anyag mozgatásával indították be és állították le. Az ilyen kísérletek - R. Feynaan szavaival élve - egy kicsit arra emlékeztetnek, mintha az ember egy sárkány farkát csiklandozná. A reaktor elnevezése erre a megjegyzésre utal? Kezdetben az Üzemanyag UH, volt /71-75% dúsítással/ speciális polystyrénben, u.n. Styrexben egyenletesen elosztva, melyből 12,7 és 25,4 mm élhosszuságu kockákat préseltek. A végleges zóna 5,4 kg UH -et tartalmazott, 5:1 arány­ ban polietilénben felhígítva. A reflektor grafit és polietilén volt. 1Q

A reaktort mintegy 10 ms-ig tették promptkritikussá, a következő módon: az aktiv zóna közepén kiképzett nyilason át acéldobozba zárt üzemanyagot ejtettek keresztül, melyet 3 mm-es légréssel dural csövek vezettek meg. A zóna egyik felét pneumatikus henger tartotta a helyén, ez látta el a biztonságvédelem feladatát. A promptkitörések energiatartalmának változtatására két lehetőség volt: egyrészt a reflektor közelítésével a reaktivitást lehetett változtatni, másrészt a kitörések gyakoriságának változtatásával a késő neutronok okozta háttér-sugárzást, A jelzett napon késő neutronok tulajdonságait tanulmányozták,és fokozatosan növelték a kitörések energiatartalmát, mlg azt nem tapasztalták, hogy a folyamatot nem lehet beindítani. Ekkor kiderült, hogy az utolsó kísérletnél a zóna túlmelegedett, használhatatlanná vál: megduzzadt és felhólyagosodott, 15 Az eset kapcsán sugárszennyeződés nem történt, a hasadások számát 6x10 -re becsülték.

*Kzen a név
- 3 450604 lASL 4SOS21 LASL A2. LASL (1-5) /Los Alamos, New Mexico- 1945. június 4./

A kritikus rendszer dusitott urán kritikus töregének vizsgálatára szolgált, hidrogéntartalmú reflektorban. A 35,4 kg fém-urán 12,7 —i is élhosszuságu kockák és 12,7x12,7x25,4 m - e s téglatestek alakjában volt jelen. Ezeket egy 152,4 m-es,kockaalaku polietilén dobozban gömbalakban helyezték el, a szabad teret polietilén tömbökkel töltötték ki. Az egész egy fémtartályban foglalt helyet, melyet vizzel lehetett feltölteni. A tartályban neutron­ forrás és detektor is volt. Amikor megkezdték a rendszer vizzel való feltöltését, a beütésszám eleinte lassan emelkedett, majd hirtelen felszökött és kék villanás is jelentkezett. Az operátorok ekkor leállították a «.öltést és leürítették a tartályt. A balesetet a polietilén uobozba beszivárgó viz okozta, mely az urán-tömbök közötti résekben moderátorként szerepelt. A láncreakciót a viz forrása és elpárolgása állította le. A viz szivárgása mindaddig folytatódott, amig a tartály vízszintje nem csökkent az aktiv zóna alá, igy összesen három teljesitménycsucs volt. A hasadások teljes számát 3-4x10 -ra becsülték. A baleset során 3 személy kapott rendre 55, 55 és 6 rad. sugárdózist. Az érintetteket megfigyelés céljából kórházba szállították, de sugárbetegség tünetei nem jelentkeztek. A berendezés nem károsodott, elszennyeződés nem történt. A balesetet konstrukciós hibák okozták. Itt mindenekelőtt a zóna befogadá­ sára szolgáló polietilén doboz tömörtelenségére utalunk. További hiányos­ ságok voltak: a vízszintemelkedés sebességét csak a csőátmérők korlátozták: A töltő és iiritő szelepeket egymástól 3 méterre helyezték el, igy vizszintemelés után nem lehetett - szUkség esetén - azonnal csökkenteni a vízszin­ tet, nem volt lehetőség a reaktor gyors leállítására a viz Ürítésével vagy mérgezésével.

A3. LASL [1-5] /Los Alamos, New Mexico - 1945. augusztus 21./ Az LASL gyors kritikus rendszer üzemanyaga 6,2 kg б-fázisu plutónium volt, két félgömb, 0,07 mm-es nikkel bevonattal. A reflektor volfrám-karbid tég­ lákból állt. Egy tégla tömege 4,4 kg, össztömege 236 kg. A baleset éjszaka történt, amikor a helyiségben egy kutató és egy őr tartóz­ kodott, A kutató a reflektort rakta össze kézzel, közben figyelte a beütés­ számot. Már az utolsó reflektortéglát tartotta a kezében, amikor a beütésszámból megállapította, hogy az már szuperkritikussá tenné a rendszert.

- 4 450621 LASL 460521 IASL A téglát ezért félre akart« tenni, de az kicsúszott a kezéből és a helyére esett a reflektorban. Ez olyan sértékben megnövelte a reaktivitást, hogy a rendszer Megszaladt, ÍO hasadás történt. A kutató a kék felvillanás ész­ lelése után gyorsan szétszedte a reflektort. Sugárterhelése 660 rad volt, ennek következtében 28 nappal később Meghalt. Az őr, aki nem vett részt a kísérletben, 16 rad dózist szenvedett (1). Egy sásik szerző szerint a kutató 590 x*d hatására 24 nappal később halt aeg, az őr - aki 12 lábnyira volt a reflektortól - 32 R dózist kapott [5]. A caleset következtében a zóna nem károsodott, a plutónium nikkel bevonata sem repedezett мед.

A4. LASL [1-5) /Los Alamos, New Mexico - 1946. május 21./ A kritikus rendszer üzemanyaga ugyanaz a plutónium-gömb volt, mint az 194S. 08.21-1 balesetnél. A reflektor viszont a a plutónium-gömbre illesz­ kedő, kóc részre osztott berillium-héj. A baleset egy bemutató során következett be, amikor 8 ember tartózkodott a helyiségben. Az üzemanyag benne volt a reflektor alsó félgömbhéjában, a reflektor felső része két 25,4 mm-es távtartón nyugodott. Majd a kritikus állapot megközelítése érdekében a két távtartőt eltávolították, a felső reflektorrészt az egyik oldalon az alsó reflektorrészen támasztották fel, a mások oldalon egy csavarhúzót dugtak a két rész közé. A demonstrátor ekkor balkezének hüvelykujját a reflektor tetején levő nyílásba dugta, jobb kezé­ vel elkezdte lassan kihúzni a csavarhúzót. Ez azonban megcsúszott, a ref­ lektor kiesett a demonstrátor kezéből és a helyére zuhant. A reflektor záródása következtében a rendszer megszaladt, a felső reflektorrész a földre esett; a jelenlevők gyorsan elhagyták a helyiséget. A hasadások száma: 3xl0 volt. 15

Az érintett 8 személy sugárterhelése rendre 750, 154, 96, 77, 34, 22, 15, 15 rad volt. A demonstrátor, aki a legnagyobb dózist kapta, kilenc nap múlva meghalt [1]. Egy másik szerző szerint a sugárterhelés 2044, 416, 196, 143, 59, 44 éo 35 rad volt [2,3]. A baleset következtében a zóna nem károsodott. Az utóbbi két baleset tanulságait levonva, áttértek az ilyen tipusu kriti­ kussági kísérleteknél a távvezérlésre.

- 5 -

49120O NBR 51O201 Aquarium

AS. Water Boller Reactor /WBR/ [1-61 /LASL, Los Alamos; New Mexico - 1949. december/ A rendszer kb. 1 kg О -öt tartalmazott 13,6 1 vízben oldott uranil-nitrát formájában. Az oldat 30O mm átmérőjű acélgömbben foglalt helyet. A baleset idején a teljesítmény növelése érdekében a reaktort átépítették. Ennek során a meglevő három szabályozörud mellé még kettőt építettek be. A munkát végző mechanikus az újonnan beépített rudak esési idejét ellenő­ rizte. A vezénylőpult, ahonnan üzem alatt a rudakat távvezérléssel működ­ tették, nem volt bekapcsolva, az illető ezért a burkolat megbontása után kézzel mozgatta a rudakat. Ennek során nem gondolt arra, hogy az uj elrende­ zésben az eredeti három rud esetleg nem képes a zónát lezárva tartani. A rudakat először egyenként próbálta, ekkor a reaktor még szubkritikus maradt. Ezután, az esési idők összehasonlítása végett a két rudat egyszerre emelte fel, majd kb. 5 s után visszaejtette. A műveletet egy idő múlva meg­ ismételte. Az első együttes rudemelésnél a reaktivitás kb. 3 i-el haladta meg az 1 $-t. Лк = О,86 % volt, a kezdeti periódus 0,16 s. A mérőláncok nem voltjk bekapcsolva, igy semmi indikáció nem volt a neutron­ fluxus megnövekedéséről. A mechanikus csak a rudejtés megismétlése után észlelte a zóna hőmérsékletének 25 С -os emlekedését egy közvetlen leolva­ sású hőmérőn. A hasadások összes számát 3-4xlO -ra becsülték, a reaktor -O,034 % Ak/C°-os hőmérséklettényezője a rudak visszaejtése előtt leállította a reaktort. A rudak második kiemelésekor már nem szaladt meg a reaktor. A mechanikus sugárterhelése 2,5 R volt /gamma-sugárzás/, a berendezés nem károsodott. A baleset után a reaktor burkolatát biztonsági zárral látták el, melynek kulcsát felelős személyekre bizták.

A6. Aquarium [1-5] /LASL, Los Alamos; New Mexico - 1951. február 1*/ Л reaktor két, vizbe helyezett uránhenger alkotta rendszer sokszorozásának vizsgálatára szolgált, a hengerek közötti távolság függvényében /lásd A6. ábra/. Az A henger tömör volt és 24,4 kg uránt tartalmazott, а В hengeren belül üreg volt, urán-tartalma 38,5 kg, dúsításuk 93,5 %. Az A henger külső és a В henger belső felületén 0,25 mm vastagságú kadmium-boritás volt. А В henger belső tere parafinnal volt kitöltve. #

[5lszerint az időpont 1951. március 20.

- 6 510201 Aquarius

A6. ábra

Aquarium kritikus rendszer elrendezése [1]

S10201 Aquarium

511116 Hanford A tartály vízzel való feltolté«* és a hengerek közötti távolság változtatása távvezérléssel történt. A biztonságvédelmet az alábbi három berendezés látta el: 1./ pneumatikus henger, amely az A henger gyors felemelésére szolgált, 2.1 kadmium-lemez, amely szűkség esetén az A és В henger közé zuhant, 3./ szelep, amellyel a tartály vizét lehetett leüríteni. Az egyik kisérlet befejezése után a biztonságvédelmet kézzel működtették, ekkor a műszerek "szögre mentek" és a TV-kamerán gőzfejlődés volt megfigyel­ hető. A jelek egyértelműen azt mutatták, hogy a biztonságvédelmi beavat­ kozás a reaktor megfutasát idézte elő. A vizsgálat kiderítette: a geometriai viszonyok olyanok voltak, hogy a henger emelése kezdetben reaktivitás felszabadulásával járt. Ehhez járultak még a gyors mozgás okozta BernouiIli-erők, amelyek a két hengert közelítették egymáshoz, s igy szintén növelték a rendszer reaktivitását. A megfutas során mintegy ÍO hasadás történt. A megfutas során személyi sugárterhelés, vagy elszennyeződés nem történt. Az uránhengerek felületén kismértékű lepattogzás és hólyagképződés jelent­ kezett. A tanulságot levonva, a tangenciális elmozdulással járó biztonságvédelmi beavatkozást a továbbiakban betiltották.

A7. Hanford Г1-5] /Hanford Works, Richland, Washington - 1951. november 16./ Az érintett kritikus rendszerrel plutónium-nitrát oldatok kritikus tömegét vizsgálták a geometria és a koncentráció függvényében. A megfutás idején az oldat egy 508 mm átmérőjű aluminium'-gömbben foglalt helyet. A láncreakció szabályozására kadmiumlemez, BV "rud"-ként pedig kadmiumcső szolgált. A rendszert először félig feltöltött gömbnél tették kri­ tikussá, majd a koncentráció csökkentésével fokozatosan niVelték a kritikus térfogatot, egészen a gömb térfogatának 88 %-áig. Végül az«, a koncentrációt kívánták kísérleti utón meghatározni, amalynél a rendszer a gömb teljes ki­ töltése mellett kritikus. A várható kritikus koncentráció beállításához az oldat össztérfogatának pontos ismeretére volt szükség. Ezért - leeresztett rudak mellett - a maradék oldatot is a gömbbe szivattyúzták, ahol pontos térfogatmérésre volt lehetőség. Miután megállapították, hogy az oldat a gömb térfogatának 93 %-át tölti k«, az ismert értékességü rudakkal kívánták

*[5] szerint rozsdamentes acél-

- t 51111* Hanford 520418 Jemima kritikussá tenni a rendszert, hogy a hígításhoz további információt nyer­ jenek. A szabályozó rud után a BV rudat kezdtek kihúzni, nagy /*0 в« s" / sebességgel, lépesenként. Egy-egy lépés után x5 s-ot vártak, ez azonban ne» volt elegendő ahhoz, hogy a reaktor kritikusságát megállapítsák. Az egyik rud- húzási periódus kezdetén működésbe lépett a reaktor vészleállitása, JxlO hasadás történt. 1

16

A megfutás oka: olyan gyorsan /4,7 $ s~ sebességgel/ szabadítottak fel reak­ tivitást, hogy a biztonságvédelmi rendszer - tehetetlenségénél fogva - nem volt képes védelmi funkcióját ellátni. A megfutásnál személyi sugárterhelésre nem került sor. A tömítéseken át azon­ ban plutónium-oldat került a reaktor-csarnokba. A dekontamlnációs munkák még nem fejeződtek be, amikor az épület tflz martaléka lett. Ennek során a szellőzőrendszer szűrőiből 1-4 g plutónium jutott a környezetbe.

A8. Jemima j1-5I /LASL, Los Alamos; New Mexico - 1952. ápr

., IS./

A Jemima gyors kritikus rendszer 26,7 cm átmérőjű, 0,8 cm vastagságú 93 %-ra dusitott fém-urár korongokból állt. A rendszert két részben, kézi utón rakták össze, majd a két rész egyesítésével távvezérléssel tették kritikussá. A zóna felső részének helyzete rögzített volt, az alsó részt egy hidraulikus hengerrel lehetett a helyére emelni. A henger lökete 558,8 mm volt, az eme­ lési magasság pontos beállítására precíziós távtartók szolgáltak. A megszaladás egy kritikussági kísérlet közben következett be. A zóna alsó felén állandóan 6 korong volt, a felső részén fokozatosan építették fel a zónát, először 3 oajd 4 /összesen 9, majd 10/ koronggal végeztek mérést. 10 koronggal a rendszer még szubkritikus volt. Ekkor két kutató - egymástól függetlenül - a mérési eredmények alapján kiszámította, hogy még a 11. korong is biztonságosan hozzátehető a rendszerhez. Mindkét számítás hibás volt, az extrapolációs görbe felrajzolását - az előírások megszegésével - elmulasz­ tották. így, amikor a 11 korongból álló rendszer alsó felét közelítettek a felsőhöz, a rendszer megszaladt, 1,5x10 hasadás jött létre. A műszerek végkitérésbe mentek, működésbe lépett a vé^zleállitás, a televíziós monitoron fűstképződés volt megfigyelhető. A megszaladás során személyi sugárterhelés, elszennyeződés nem történt, a berendezés nem károsodott.

- 9 520418 Jemima 520602 ZPR-1 A vizsgálat során bebizonyosodott, hogy a 11 korongból álló rendszer megszaladását a biztonságvédelmi rendszer képes lett /olna elhárítani, ha a zóna alső részének emelési sebessége nem haladja meg a megengedhető maximális értéket.

A9. ZPR-1 [1-5] /ANL, Argonne, Illinois, 1952. június 2?/ A ZPR-1 kritikus rendszer nyomottvizes reaktorokkal kapcsolatos kutatásokra szolgált. A fűtőelemet б cirkónium és a hozzájuk erősitect 7 polystyrene lemez alkotta. A cirkónium-lemezek mérete 23,1x2,8x1092,2 mm volt, a polystyréneké pedig 235 21,6x0,33x1092,2 mm. Utóbbiak egyenként 3,2 g U -öt tartalmaztak, egyenle­ tesen elosztott oxidrészecskék formájában. Az elemi cella mérete 25,4x25,4x 1092 mm volt, a cirkónium és a polystyrene a térfogat 60 %-át, illetve 7,71%át töltötte ki. A fennmaradó térfogatban üzem alatt viz volt. A fűtőelemekből közelítőleg hengeralaku zónát építettek fel, melynek szélén 4 lemezalaku BV-rud, közepén pedig egy szabályozó rud volt A zónát a kísér­ letek idejére vizzel töltötték fel, vészleállitás esetén a vizet leengedték. A jelzett napon a zónában 324 fűtőelem volt, a szabályozó rudak értékességét mérték. Az egyik mérés után ki kellett cserélni a szabályozó rudat. Ennek érdekében a BV-rudakkal leállították a reaktort /de nem ürítették le a vizet a zónából/. Ezután 4 ember belépett a reaktorcsarnokba. Az egyik operátor elkezdte a szabályozó rud kiemelését. A rud kb. 3 mm-re volt kihúzva, amikor a reaktor megszaladt, az operátor tompa puffanást és kék felvillanást észlelt. A fűtő­ elemek felső széle eltávolodott egymástól, a viz kb. 20 cm-el a normális szint fölé emelkedett, mint egy nagy buborék, ezenkívül egy kis gázfejlődés is volt. Az operátor visszaejtette a szabályozó rudat a helyére, majd mind­ annyian sietve elhagyták a helyiséget. A megszaladásnál működésbe lépett a vészleállitás és leürítette a vizet: az aktiv zóna egy része védelem nélkül maradt, mielőtt kiértek. Az érintett 4 személy sugárterhelése rendre 190, 160, 70 és 12 rem volt. A sugársérültek 23, ill. 34 nap /1 fő/ múlva ismét munkába álltak. A reaktor csarnok és a vezénylő elszennyeződött, de a környezetbe nem került aktivitás. Az aktiv zóna a megszaladás során károsodott, később kisebb módosításokkal újjáépítették.

#

[1] szerint az időpont 1952. július 6.

- Ю 5206O2 ZPR-1 520602 Clementine Az uj zónán aroegszaladásrészletes elemzése céljából kísérleteket végeztek. A kísérletek eredményei és a megfutás során szerzett tapasztalatok az alábbiakban összegezhetők: A reaktort a fűtőelemek műanyag lemezeiben keletkezett buborékok állították le. Buborékképződésre az olvadáspontjáig /80 С / felmelegedett műanyagban került sor, amelyben a nagyobb méretű uránoxid részecskék hőmérséklete elérte a többszáz fokot, igy gázfejlődést okozott. A buborékok megnövelték a műanyag térfogatát és kiszorították a vizet a zónából. A buborékok növeke­ dése a reaktor leállása után is folytatódott és a fűtőelemek deformációjához vezetett. Adatok: kezdeti Ak/k bevitt Дк/к maximális Дк/к legrövidebb periódus maximális teljesítmény hasadások összes száma teljesitmény-csucs szélessége /99 %/ összes felszabadult energia megszaladás teljes időtartama A fluxusmaximum helyén elért átlagos hőmérséklet a műanyag lemezekben Prompt gamma-sugárzás intenzitása a viz felületén, 200 mm-el a zóna fölött Gyors neutron-sugárzás и.о. A zóna tetején egy s-al a reaktor leállítása után, leeresztett viz mellett mért gamma-sugárzás intenzitása

- 0,25 % 1,87 % 1,62 %. 0,01 s 165 MW k,22xl0 50 ms 1040 Wh 600 ms 17

390 C° ISO R 39 R

200 R/s

A10. Clementine [2] /LASL, Los Alamos, New Mexico - 1952. június 2.1 A Clementine gyorsreaktor Üzemanyaga plutónium volt, hűtőközege higany. Az egyik fűtőelem meghibásodása következtében a hűtőközegbe plutónium került. Mivel a kitűzött kísérleti programot már befejezték, a hűtőközeget nem tisztították meg, hanem a reaktor megszüntetése mellett döntöttek. Az eset kapcsán személyi sugárterhelésre nem került sor. További részletek nem ismertek.

5402O3 Godiva All. Lady Godlva [1-5] /LASL, Los Alamos; New Mexico - 1954. február 3*/ A Jemima reaktor 52.04.18-i megfutasa a fémurán rendszerek jó szabályozó tulajdonságait bizonyította. Ennek a tapasztalatnak a felhasználásával léte­ sült az LASL Lady Godiva** gyors kritikusrendszer, mellyel promptkritikus kitörések jellemzőit tanulmányozták. A reaktor egy 54 kg tömegű, 93,7 %-ra dusitott, reflektálatlan fémurán-gömb volt, mely biztonsági okokból 3 rész­ ből állt: egy középső, rögzített szektorból, valamint két gömbszeletből, amelyeket pneumatikus hengerek mozgattak. A rendszerhez szabályozó rud és egy hasadó anyagból készült u.n. booster-rud is tartozott. A booster-rud értékessége valamivel több volt, mint 1 $, az utángömbben kiképzett csator­ nába lehetett nagy sebességgel bejuttatni, igy tették a rendszert prompt­ kritikussá. A kísérlet menete a következő volt: 1./ Az urán-gömböt egyesitették, majd a szabályozó rúddal kritikussá tették a rendszert. 2./ A felső gömbszelet felemelésével szubkritikusságot állítottak elő a neutronszint lecsökkentése végett. 3./ Végül a felső rész leengedése után nagy sebességei "belőtték" a booster-rudat. A kritikus állapot indikálásához bizonyos neutronszintre volt szükség. Ezt - forrás hiányában - spontán hasadásból származó neutronok sokszorozásából nyertek. A folyamat meggyorsítása érdekében a következő módon jártak el: 1.1

A szabályozó rudat teljesen behúzták az urán-gömbbe /minimális reakti­ vitás/;

1.2

Bevitték a booster-rudat és igy kb. 70 ф reaktivitással felfuttatták a reaktort;

1.3

A kivánt neutronszint elérése után a booster-rudat eltávolították és a szabályozó rud felhúzásával kritikussá tették fi rendszert.

*[5] szerint 1954. február 2. ** az elnevezés a reaktor reflektálatlan, csupasz voltára utal. Coventryben, a St. Mihály templomban egy festett üvegablakon Lady Godiva képe látható, amint anyaszülte meztelenül végiglovagol a városon. A legenda szerint ezzel a tettével váltotta meg a várost férje, Coventry grófja által kive­ tett súlyos adóterhektől.

- 12 •540203 GodIva 540526 ORNL A megszaladás előtt a rendszeren kisebb módosításokat hajtottak végre, ennek során Ideiglenesen megszüntették azt a reteszelést, amely a booster-rud be­ vitelét csak a szabályozö-rud bizonyos helyzetében tette lehetővé. így eshetett meg, hogy az 1.1 lépésnél a rudat tévedésből a maximális reakti­ vitásnak megfelelő helyzetbe állították. így a booster-rud bevitelekor a rendszer О Д 5 $-al vált prompt szuper-kritikussá és 5,6x10 hasadásra kerUlt sor. Ez a tervezett maximális értéknek mintegy hatszorosa volt. A megszaladás során a zóna nem károsodott, mindössze néhány fémalkatrész szenvedett kisebb deformációt. Személyi sugárterhelésre vagy sugárszennye­ ződésre nem kerUlt sor.

A12. ORNL Experimental Homogeneous Critical Assembly [1-5] /Oak Ridge, Tennesse - 1954. május 26./ Az ORNL Kísérleti Homogén Kritikus Rendszer hasadó oldatok kritikus tömegé­ nek vizsgálatára szolgált, hengerpalást geometriában. Az üzemanyag 55,4 1 vizben oldott IK> F volt, mely 18,3 kg 93 %-ra dusitott uránt tartalmazott. 2

2

Az oldat befogadására egy 254 mm belső átmérőjű, 1829 mm magas, 1,6 mm falvastagságú aluminium-henger szolgált. Ezen belül az oldatot egy koaxiá­ lisán elhelyezett 50,8 mm külső átmérőjű, 1829 mm hosszúságú, 1,6 mm falvas­ tagságú aluminiumcső határolta, melyben 3,2 mm vastag kadmium-burkolat és viz volt. A cső alulról egy csappal illeszkedett a henger fenék-lemezéhez. Felülről 25,4 mm-es aluminium-szögidomokból összehegesztett keret szorította le, mely a henger karimájához volt csavarozva. A hengerbe szabályozó rud és vizszintmérő elektróda nyúlt be, melyeknek magasságát fogaslécmeghajtással lehetett változtatni /lásd A12 ábra/. A megszaladás kritikussági kísérlet közben történt. A folyadékszintet foko­ zatosan növelték. Kb. 1000 mm-nél tartottak, amikor a vizszintmérő fogaslé­ cének egy csapja beleakadt a középső csövet rögzitS aluminium-keretbe és megemelte azt. A kadmiummal bélelt cső megbillent, nekidőlt a henger palást­ jának; ezáltal kevésbé értékes helyre került. Ez mintegy 2,15 $ reaktivitást szabadított fel. A hasadások összes száma 10 volt. A megszaladásnál személyi sugárterhelés vagy elszennyeződés nem történt, a berendezés nem károsodott.

- 13 Э40526 ORNL

25 mm-es hegesztett aluminium keret

U 0 F - HjO oktat 2

Al2. ábra

2

ORNL honragén kritikus rendszer /a középső abszorbens henger normális és e l b i l l e n t helyzetben ábrázolva/[1)

- 14 -

56O201 ORNL A13. ORNL [1-5] /Oak Ridge, Tennessee - 1956. február 1./ A kritikus rendszer üzemanyaga 58,9 1 vízben oldott UO,F, volt, mely 27,7 kg 235 U -öt tartalmazott. Az oldatai a 762 mm átmérőjű reaktortartályt 127 mm magasságig lehetett feltölteni. Az igen nagy D/H viszony folytán a rendszer rendkívül érzékeny volt az üzemanyag szintjének a megváltoztatására: a késő kritikus és proirptkritikus állapotnak megfelelő folyadékszintek különbsége kb. 1 mm volt. A reaktortartályt a mélyebben elhelyezett táptartályból túlnyomás segítségé­ vel töltötték fel. A töltővezeték átmérője 12,7 mm volt, a vezetékbe távve­ zérelt szelep vol beépítve. A vezérlő kapcsoló három állású volt: - "tölte*" : szelep nyitva táptartály túlnyomás alatt - "semleges": szelep zárva táptartály lelevegőzve - "ürités" : szelep nyitva táptartály lelevegőzve. "Urités" állásban az oldat gravitációs utón folyt vissza a táptartályba. Biztonságvédelmi elemként egy alul némileg deformált kadmium-lemez szolgált, mely vészjel esetén beleesett az oldatba. Az egyik kísérlet során, amikor már csak 10O ml hiányzott a kritikus tér­ fogathoz, egy kevés oldatot töltöttek a reaktortartályba. A rendszer ekkor szuperkritikussá vált, a periódus gyors csökkenés után, 30 s környékén állt be. Kevéssel ezután a kapcsolót "Urités" állásba tették. Ekkor a periódus rövid idő alatt a 10 s-os határérték alá csökkent és működtette a vészleállitást. 17 A megszaladás ekkor következett be, 1,6x10 hasadás történt, az oldat je­ lentős része nagy erővel kifröccsent a tartályból. A vizsgálat során kidé- . rült, hogy a reaktortartály a kapcsoló "Urités" állásban is töltődik, ha nem várják ki töltés után a túlnyomás megszűnéséhez szükséges időt. A perió­ dus gyors csökkenése a megszaladást megelőzően ezzel magyarázható. A megszaladást a biztonságvédelmi beavatkozás, a kadmium-lemez esése váltotta ki, mely hullámokat keltett az oldatban? A számitások szerint a reaktivitás 94 $ в sebességgel szabadult fel, egyetlen 8 ms szélességű promptkritikus teljesitménycsuce volt. A hullámriozgás a reaktivitást rövid idő alatt lecsökkentette, ezért plató nem jelentkezett.

*[5j szerint a megszaladás oka: az oldat túladagolása

I

- 15 560703 Honeycomb A m e g s z a l a d á s n á l 0,6 rem-nél nagyobb s u g á r t e r h e l é s nem v o l t , r a d i o a k t i v k i ­ b o c s á t á s r a nem k e r ü l t s o r . A r e a k t o r h e l y i s é g é t a s z é t f r ö c c s e n t o l d a t t ó l dekontaminálni k e l l e t t .

A14. Honeycomb [ 1 - 4 ] /LASL, Los Alamos, New Mexico - 1956. j ú l i u s 3 . / A Honeycomb / " m é h s e j t " / k r i t i k u s r e n d s z e r v á z á t 24x24=5 76 db n é g y s z ö g k e r e s z t m e t s z e t ű a l u m i n i u m - c s ő a l k o t t a , amelyek v i z s z i n t e s h e l y z e t b e n , m á t r i x s z e r ü e n v o l t a k e l r e n d e z v e . A csövek mérete 76,2x76,2x1829 mm v o l t . A r e n d s z e r k é t e g y e n l ő r é s z b ő i á l l t , melyek közül az e g y i k /az u . n . " k o c s i " / v í z s z i n ­ t e s e n e l m o z d i t h a t ó v o l t / l á s d Л14. á b r a / . A r e n d s z e r t a k o c s i k ö z e l í t é s é v e l t e t t é k k r i t i k u s s á . Az -::luminium-mátrix s e g í t s é g é v e l a legkülönbözőbb üzem­ anyag-moderátor kombinációkat l e h e t e t t m e g v a l ó s í t a n i .

A14. á b r a

Honeycomb k r i t i k u s r e n d s z e r . A mozgó j o b b o l d a l i z ő n a f é l a képen t á v o l a b b i h e l y z e t b e n van, a m á t r i x csak r é s z b e n van t ö l t v e [1I

- 16 560703 Honeyconb 570212 Godiva 1956 nyarán a zónában 58 kg 93 %-ra dúsított 0,05 és 0,13 mm vastagságú urán-fólia volt. Ezeket grafit-tömbök közt helyezték el, melyek ossztömege 1139 kg volt. A zónát vékony berillium-reflektor vette körül. Az eset előtt a moderátor és berillium elrendezésben kisebb módosítás«hajtottak végre, majd a kocsi közelítésével kritikussági kísérletet kezdtek. A kocsi kb. 0,5 mm s~ sebességgel mozgott, amikor a rendszer megszaladt. A folyamatota BV rendszer állitotta le, amely berillium BV-rudakat lőtt be a rendszerbe és megfordította a kocsi haladási irányát. A hasadások összes száma 3,2x10 volt. Az utólagos vizsgálat szerint a megszaladáskor a két zónafél távolsága 17,8 mm, a távolság reaktivitás értékessége 0,23 $ mm" , a reaktivitás fel­ szabadításának a sebessége pedig kb. 1 $ s~ volt. Ha a BV rendszer nem zárja le időben a reaktort, az súlyosan károsodik, mivel az egyetlen leállí­ tó mechanizmus az urán-fóliák olvadása lett volna. A megszaladásnál személyi sugárterhelés vagy elszennyeződés nem történt.

A15. Lady Godiva [1-5] /LASL, Los Alamos, New Mexico - 1957. február 12./ A kritikus rendszer leírása az 1954. február 3-i esetnél található. 1957. februárjában a rendszerből nyert nagy gyorsneutron-csomagokkal urán­ karbid-grafit próbatesteket kívántak besugározni. Ugy tervezték, hogy a próbatesteket egy árnyékoló fallal ellátott kályhában melegítik fel, besugá­ rozzák, majd kiértékelésre egy számlálóberendezéshez továbbítják. A felszabadítandó reaktivitást - hasonlóan a korábbi megszaladásnál leirt standard eljáráshoz - a szabályozó rud helyzetével állították be. A felső gömbszelet közelítése során azonban a rendszer váratlanul megszaladt; a hasadások összes száma 1,2x10 volt, a tervezett értéknek tizenkétszerese. A megszaladás súlyosan károsította a reaktort, az üzemanyag és a tartószer­ kezet deformálódott, oxidáció lépett fel. Személyi sugárterhelésre nem került sor, mivel a kísérletet távvezérléssel végezték. A berendezést eredeti alakjában nem építették újjá. A helyiségben kisebb szennyeződés keletkezett, amely néhány napi munkával dekontaminálható volt. A vizsgálat kiderítette, hogy az urán-gömb közelében elhelyezett, árnyékoló fallal ellátott kályha, a benne levő besugárzó anyaggal együtt reflektorként szerepelt, mivel nagymennyiségű polietilént és grafitot tartalmazott. A váratlan reaktivitás-felszabadítást a reflektor elmozdulása okozta a gömb irányában, amit a gömbszeletet mozgató pneumatikus henger rázó hatása váltott ki.

- 17 581616 Y-12 A16. Y-12 Processing Plant [1-5, 9-11] /Oak Ridge, Tenessee - 1958. Junius 16./ Az Y-12 Feldolgozó t)zen> dúsított urán újrafeldolgozására létesült. 1958 június elején az egyik berendezésen átalakítást hajtottak végre, ezzel egyidejűleg hasadó anyagot is leltároztak. Ennek során néhány részegységet szétszereltek, kitisztítottak, majd újra összeszereltek. Ezután az uranilnitrát oldat biztonságos tárolására szolgáló 127 mm átmérőjű tartály csat­ lakozásain szivárgásvizsgálatot kezdtek. A vizsgálat még nem fejeződött be, amikor beindult a normál feldolgozási művelet. A három tároló tartály közíil kettőben mosóvíz, egyben pedig uranil-nitrát vizes oldata volt. Ekkor egy operátor - akinek nem volt tudomása az uránoldat jelenlétéről megkezdte a tartályok leürítését egy 208 1 térfogatú hordóba; először az oldatot, majd a mosóvizet. Az 552 mm belső átmérőjű hordóban az oldat 235 234,5 mm-es szintnél kritikussá vált. Az 56 1 oldat ekkor 2,1 kg U -öt tartalmazott. A mosóvíz beáramlása a hordóba folytatódott, ez tovább növelte a rendszer reaktivitását, mig végül promptkritikussá vált. A megszaladás 21 percig tartott, ezalatt több teljesitmény-csucs játszódott le, a hasadások 18 összes száma 1,3x10 volt. A viz beáramlása folytatódott, a megszaladásnak végül az oldat felhígulása vetett véget. A sugárvédelmi műszerek már a megszaladás elején bejeleztek, az épületet erre azonnal kiürítették, összesen nyolc személy szenvedett sugárterhelést az alábbiak szerint [1,1] /dózisértékek rad-egységekben/:

Szemé iy A В С D E F G H

neutrondózis 96 71 89 86 62 18 18 6

gammadózis 269 199 250 241 174 50,5 50,5 16,8

összes dózis 365 270 339 327 236 68,5 68,5 22,8

Az eset kapcsán kibocsátás vagy anyagi kár nem jelentkezett.

- 18 581015 Vinca Д17. Vlnca [2-5, 12-16] /Boris Kidric Institute, Belgrád, Jugoszlávia - 1958. október 15./ A Boris Kidric* Nudleáris Kutatóintézetben üzemelő RB kritikus rendszer reflektálatlan volt, üzemanyaga természetes után, moderátora nehézviz. A rendszert a moderátorszint változtatásával szabályozták. A fűtőelem 25 mm átmérőjű, 2100 mm hosszúságú fémurán-rud volt, 1 mm-es aluminium tokozással. A rácsosztás: 120 mm. Az aktiv zónát magában foglaló reaktortartály átmérője 2000 mm volt. A moderátor maximális szintje 2100 mm. A nemkivánt reflektor-hatások elkerülése végett a reaktortartályt 4 m-el a padlószint felett helyezték el, sugárvédelmi árnyékolás nélkül /lásd A17. ábra/. A zónát a padlószint alatt lévő tárolótartályból töltötték fel nehéz­ vízzel. A 2,5 cm min feltöltési sebességet a kritikus szint közelében 0,8 cm min -re lehetett lecsökkenteni. Utóbbinak - 1,5 % cm" nehézviz-értékességgel számolva - 1,2 % min" reaktivitás felszabadítás! sebesség felelt meg. 22 C°-on a kritikus vizszint 177 cm volt.

A17 ábra

VincS-i kritikus rendszer Í13|

- 19 581015 Vinca A rendszerbe két kadmium BV rud volt beépítve« amelyek kézi vagy automatikus működtetés esetén szabadon estek be a zónába. A neutronfluxust a reaktortar­ tályon kivül elhelyezett három BF--csövei mérték. A töltöszivattyut a BV-rend­ szer kikapcsolt állapotában is lehetett Üzemeltetni, ezt semmiféle retesze­ lés nem gátolta. A baleset kö ülményeit nem ismerjük minden részletében. Tény az, hogy kikap­ csolt BV-rendszer mellett valaki tévedésből beindította a töltöszivattyut. Az ellenőrizetlen viz3zintnövekedés végül a reaktor megszaladásához vezetett, 18 2,4xlO hasadással. A megszaladás idején a reaktorcsarnokban a tartálytól 3-8 m távolságban hat fő tartózkodott. A tartály ellenőrizetlen feltöltődését nem érzékelték, amihez valószínűleg az is hozzájárult, hogy nehézvízről lévén szó, a tartály­ fedél zárva volt. A megszaladásról a személyzet a helyiségben jelentkező erős ózonszag révén szerzett tudomást. Az érintett hat fő átlagos sugárterhelését [14] az alábbiak szerint becsülte: termikus neutron epitermikus " gyors " gamma

: : : :

49 223 116 295

rem rem rem rem

összesen

:

683 rem

Az egyes egyének által elszenvedett dózis az átlaghoz képest 15 %-os szórást mutat. A dózisviszonyok tisztázására a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség szervezésé­ ben nagyszabású kísérletsorozat indult. A mérések alapján a hat fő sugár­ terhelése, rad egységekben [15]:

Szemé iy

Töltött részecskék

Befogási gamma

Külső gamma

összes

323

H V

66 89

99 133

158 214

G M D В

90 87 91 45

135 130 136 67

189 209 192 95

436 /halálos/

414 426 419 207

A sérülteket Párizsban, a Curie-alapitványnál kezelték. A 436 rad-ot elszen­ vedett beteg meghalt, a többiek orvosi kezelés után felépültek. Mind az öten ma is /1982. február/ életben vannak, egészségesek. Négyen dolgoznak, egyi­ kük már nyugdíjas. Négyen közülük /3 férfi és 1 nő/ a baleset után kötöttek házasságot. Л nőnek két gyermeke van, a férfiak gyermektelenek [16].

- 20 581230 LASL 59Ю16 IC?P A18. LASL Processing Plant [1,4,5, 17-18] /Los Alamos, New Mexico - 1958. december 30./ A baleset előtt az LASL kémiai feldolgozó üzemében hulladékokból visszanyert, kis koncentrációjú plutónium-oldatok tisztításával és besüritésével foglal­ koztak. A műveleteket a tartályokban tárolt plutónium-készletek felmérése érdekében egy időre leállították. Az egyik 852 1 térfogatú, 965 mm átmérőjű tartályban kb. 300 1, lúggal sem­ legesített vizes-szerves emulzió volt, amelyhez 197 1, plutóniumtartalmu szilárd részecskéket hordozó salétromsavat adtak. A tartályban a sav hatá­ sára két réteg alakult ki: az alsó /331 1/ valószínűleg 60 g plutóniumot tartalmazott, mig a felső /160 1/ 3,27 kg-ot. A becslések szerint a tartály­ ban lévő 203,2 mm folyadék 5 $-ral lehetett szubkritikus, a kritikus szint 209,55 volt. A balesetet az váltotta ki, hogy egy kezelő, aki a tartály mellett állt, beindította a keverőszivattyut. A keverés beindulásakor az első pillanatban a felső folyadékréteg közepén megvastagodott, ami megszaladáshoz vezetett. 17 összesen 1,5x10 hasadás volt. A folyadék felgyorsulása után a felületen tölcsér képződött, ami szubkritikussá tette a rendszert. A megszaladást kisérő kékes fényt látva, a kezelő sietve elhagyta a helyi­ séget, "Elégek" - szólt egy társához. 15 perccel később sokkos állapotba került, majd 6 óra múlva magához tért. Ezután, 35 órával később bekövetke­ zett haláláig eszméleten maradt. Sugárterhelését 12000 rem + 50 %-ra be­ csülték. Két másik személy 134 ill. 53 rem-et szenvedett el. Anyagi kár vagy kibocsátás nem keletkezett. A baleset annak tudható be, hogy a salétromsavas oldatba a normálistól el­ térő műveletek során a szokásost lényegesen meghaladó mennyiségű plutónium került.

A19. ICPP-Idaho Chemical Processing Plant [2-5, 19] /NRTS, Idaho Palls, Idaho - 1959. október 16./ Az Idaho Kémiai Feldolgozó Üzemben kiégett fűtőelemekből nyertek vissza nagydusitásu uránt. A megszaladás idején rozsdamentes-acél tokozásu fűtő­ elemeket dolgoztak fel. Az első művelet után az uránoldatot egy csőrendszer­ ben tárolták, amely 2x8 db, 3000 mm hosszúságú, 127 mm átmérőjű csőből állt. A rendszernek volt egy mozgatható, közös leeresztő csöve. A megszaladás előtt az itt tárolt oldatokban kb. 2x42 kg urán volt. Két, egyenként 18,9 m űrtartalmú folyékony-hulladék tároló tartály volt 15,2 m mélyen, 1220 mm vastagságú beton-fedél alatt elhelyezve. Az egyik

- 21 591110 AGN-211 600315 Alizé csaknem tele volt, a Másikban 600 1, elhanyagolható mennyiségű uránt tartal­ mazó vizes oldat. 1

Ez utóbbiba került tévedésből kb 20O 1 91 %-ra dúsított uránból 170 gl~ -t tartalmazó oldat a tároló rendszerből. A csaknem Ores tartályban, amelynek 19 a geometriája nem volt biztonságos, megszaladás következett be, 4xlO hasadással. A felszabaduló energia kb. 6001 oldatot kidobott a tartályból, nagyrészt a másik, teli tartályba. A tartály nem károsodott a megszaladásnál. A kezelő személyzet a történtekről csak akkor szerzett tudomást, amikor a radioaktivitás a szellőző rendszeren keresztül elérte a sugárvédelmi monito­ rokat. Mivel a tartályok szellőző rendszerében nem voltak szűrők, beta- és gamma-aktÍv aerosolok kerültek a környezetbe. A kibocsátás mértéke nem is­ meretes. A megszaladásnál hét személy szenvedett sugárterhelést, közülük egy fő 50 rem-et, egy másik fő 32 rem-et.

A20. AGN-211-100 [2] /Bázel, Svájc - 1959. november ÍO./ Az Aerojet General Nucleonic /AGN/ gyártmányú kritikus rendszer üzemanyaga 20 % dusitásu UO. por, mely polietilénben volt homogén módon elosztva. A grafit-reflektált aktiv zóna vizzel töltött tartályban helyezkedett el. A gyártó cég 100 W állandó és néhány órás 1 kW-os üzemet garantált. A fűtő­ elemek azonban hosszabb ideig tartó üzem után felhólyagosodtak. Ezenkívül hasadási gázok léptek ki a vizbe. További részletek nem ismertek.

A21. Alizé [2,3,6,20] /CEN Saclay, Seine-et-Oise; Franciaország - 1960. március 15./ Az Alizé kritikus rendszeren különböző tipusu és dusitásu fűtőelemekkel vé­ geztek reaktorfizikai méréseket. A rendszer moderátora könnyUviz volt, hő­ foktartománya 5-től 95 C°-ig terjedt, maximális teljesítmény 100 W. Négy sza­ bályozó rud volt beépítve, melyeknek elhelyezése a mindenkori kísérleteknek megfelelően változott. A szóban forgó napon a kísérlet érdekében stabil periódussal kívánták járatni a rendszert, igen alacsony teljesitményszinten. Az operátor először a kriti­ kus rudállásokat határozta meg, majd a rudakat behúzva várt, amíg a teljesít­ mény a forrásszintig csökkent. Ezután elkezdte a számítással előre meghatáro­ zott - a kívánt periódusnak megfelelő - rud-helyzetek beállítását. Ennek során

«00«17 LASL «1012S ICPP «11110 ÖRÜL egy rudat. amely előzőleg csak féli« volt felhúzva, tévedésből teljesen falhúzott; igy a reaktor loan rövid, 0,5 s-es periódussal futott fel. A perió­ dusvédelmet «16x51*9 tévedésből kikapcsolták, a szintvédelem pädia а mérőláncok hibája alatt м м lépett működésbe /a hiba természete nem Ismeretes/. A teljesítmény ÍO HW-ot ér*, el. majd a Doppler-effektus miatt 1 ИИ-га esett vissza. A segszaladást egy másik, a szomszéd helyiségben elhelyezett reaktor mérőláncai indikálták, innen szereztek róla tudomást az Alizé operátorai. A reaktort a teljesitménycsucs után kb. 70 s-e, a véssleállitás kézi működ­ tetésével zártak le. 1 в

A megszaladásnál З х Ю hasadás történt, zóna-károsodás nem volt. Két személy kapott jelentéktelen sugárterhelést.

A22. LASL [21] /Los Alamos, New Mexico - 19«0. június 17./ A jelzett napon megszaladás történt. «xlO hasadással. Személyi sugárterhe­ lés nem keletkezett. További részletek nem ismertek.

A23. ICPP-Idaho Chemical Processing Plant [2-3) /NRTS, Idaho Palls, Idaho - 19«1. január 25./ A megszaladás kémiai feldolgozó Özemben, az Idaho Chemical Processing Plant235 ben történt. 40 1 vizben oldott uranil-nitrát, mely 8 kg U -öt tartalma­ zott, a szokásostól eltérő műveletek során, légnyomás által mozgatva nem biztonságos tartályba került és megszaladt. A tartály átmérője 610 mm, a folyadékszint 127 mm volt, a hasadások száma 6xlO . l7

A baleset következtében jelentősebb személyi sugárterhelés vagy kibocsátás nem keletkezett. További részletek nem ismeretesek.

A24. OBNL [6,221 /Oak Ridge Critical Experiments Laboratory, Oak Ridge, Tennessee - 1961. november 10./ » A szóban forgó kritikus rendszer üzemanyaga '75 kg, 93 % dusitásu fém-urán volt, reflektora paraffin. A közel gűmb-alaku aktiv zóna két félből állt, a felső rögzített volt, az alsót hidraulika mozgatta. A mozgás sebességét a hidraulikára adott levegő nyomásával lehetett szabályozni. Amikor a mozgó rész elért egy adott távolságot, kapcsolót hozott működésbe, ami kisebb

- 23 611110 ORNL 620407 Recuplex sebességre váltotta át a rendszert. A sebességváltó kapcsoló helyzetét kéz­ zel lehetett beállítani. Az előző kísérleteknél a rendszer reflektor nélkül üzemelt és minden körül­ mények közt szubkritikus volt. Az alsó rész közelítésének a kezdeti sebessé­ ge 6,8 mm s , a sebességváltó kapcsoló beállítása pedig 49 mm volt, ez alatt a két zónafél közötti távolság értendő. Az ezután következő kísérlet­ nél nagy reflektorral látták el a rendszert, a kapcsoló beállítását azonban nem módosították. így aztán az alsó rész közelítése során a rendszer megszaladt, kékes felvil­ lanást észleltek, majd a BV-rendszer az alsó rész eltávolításával leállította a reaktort. Mint kiderült, a reflektoros zónánál 68,6 mm távolság felelt meg a késő kritikus és 65,5 mm a promptkritikus állapotnak, a zóna érzékenysége pedig 0,34 $ mm volt. így a jelzett közelítési sebesség mellett 2,3 $ s~ volt a reaktivitás felszabadításának a sebessége. A nagy sugárzási szint észlelése után a vészleállitás a mágneses tér leépüléséhez szükséges 50 ms-es késéssel lépett működésbe. Ekkor az alsó részt 300 mm s -es sebességgel kezdte el­ távolítani, aminek 100 $ s~ felelt meg reaktivitásban. A fentiek alapján valószínűnek tartják, hogy a rendszer nem érte el a promptkritikus állapotot. A megszaladás során bekövetkezett hasadások számát 10 -10 -ra becsülik. Személyi sugárterhelésre, kibocsátásra nem került sor, a berendezés nem károsodott.

A25. Recuplex System [6,25] /Hanford Atomic Products Oparation, Kanford, Washington - 1962. április 7./ A Recuplex rendszer feladata plutónium visszanyerése volt különböző, hasadó anyagokkal szennyezett oldatokból. A plutónium oldatokat tartalmazó tartá­ lyok nagyméretű kesztyűs fülkékben voltak elhelyezve. A fülkéknek nem volt biológiai védelme. Az egyik fülke padlóján nagyobb mennyiségű szilárd és folyékony anyag gyűlt össze, plutónium vizes és szerves oldata, vegyszer maradványok, neoprén kesztyűk és műanyag containerek. A baleset előtti néhány héten a fülkében rendcsinálás, nagytakarítás folyt. Ennek során aluminiumnitrát-oldatot és salétromsavat juttattak a padlóra, majd azt a padló zsompjába helyezett 25 mm átmérőjű műanyag csövön keresztül felszívták a K-9 jelű tartályba. A csőre két elzáró szelep volt szerelve. A K-9 tartály hen­ geres volt, átmérője 457 mm, térfogata 69 1, 9,5 mm-es plexilemezből készült. A műveleti utasítás 3 g/l-ben állapította meg a megengedhető maximális plutónium-koncentrációt a tartályban. Ennél nagyobb koncentrációknál eseten­ ként kadmium-nitrát adagolásával gondoskodtak a tartály nukleáris biztonsá­ gáról.

- 24 621211 LASL 630326 Kukla A fülkében volt egy másik tartály, a J-l-es, amelyben nagy koncentrációjú plutónium-oldatokat tároltak. A tartálynak volt egy túlfolyója, amelyről az operátoroknak nem volt tudomása. A túlfolyón keresztül 48 1, 45 g/l plutóni­ umot tartalmazó oldat került a fülke padlójára. A folyadékot az operátorok látták, de tévesen ugy Ítélték meg, hogy az tiszta plutóniumot nem tartalmaz. A megszaladás pillanatában az operátorok kékes felvillanást észleltek, a sugárvédelmi monitorok bejeleztek, a helyiséget ekkor gyorsan kiürítették. Biológiai védelem hiányában nem volt mód a szóban forgó tartály biztonságos megközelítésére, ezért kivárták, amig a láncreakciót a lejátszódó fizikai folyamatok kioltják. Az oldat összesen 37 órán át volt kritikus, ezalatt összesen 8x10 hasadás történt, ennek 20 %-a az első órában. A tartálytól 10O m-re elhelyezett neutrondetektor az első 28 percben végkitérésben volt, a második félórában exponenciális szintcsökkenést mért. Ezután 35 órás foko­ zatos csökkenés következett, majd a szint 24 óra alatt gyorsan esett a háttérig. A vizsgálat megállapította, hogy a K-9 tartályba a fülke zsompjából a vákuum hatására nagy koncentrációjú plutónium-oldat került, amely az ott lévő hig oldattal lassan elkeveredett, majd megszaladt. A tartályban ekkor 45-46 1 salétromsavat és egyéb vegyszert, valamint 1400-150O g plutóniumot tartalmazó oldat volt. Az első teljesitménycsucsban mintegy 10 hasadás keletkezett. A rendszer néhány oszcilláció után 20 perc alatt elérte a forráspontot, 60 C°-ot /a tartályban vákuum voltl/. A forrás során 2-3 1 oldat távozott a tartályból, mig végül a reaktivitás lecsökkent és a rendszer hűlni kezdett*. A hülés - negativ hőfoktényező miatt - ismét kisebb reaktivitás-felszabadí­ tással járt; végül beállt egy egyensúlyi állapot, amelynek a folyadék lassú párolgása vetett véget. A megszaladásnál á személyzet három tagja kapott jelentősebb sugárterhelést: 110, 43 és 19 rem-et. A környezetbe radioaktiv kibocsátás nem történt.

A26. LASL [21] /Los Alamos; New Mexico - 1962. december 11./ A jelzett napon megszaladás történt, 3x10 hasadással. Személyi sugárterhe­ lés nem történt. További részleteket nem ismertek.

A27. Kukla [24] /Livermore Research Laboratory, Livermore, California - 1963. március 26./ A Kukla kritikus rendszer üzemanyaga 25 kg nagydusitásu fém-urán volt, ref­ lektora berillium és polietilén. Az aktiv zónát három, függőleges tengelyű, koaxiális uránhenger alkotta, amelyek illeszkedtek egymásra. A belső, tömör

/

- 25 630326 Kukla 640724 Wood R.J. henger függőleges irányban távvezérléssel elmozdítható volt. A reflektor 25 mm-es légréssel minden irányban körülvette az aktiv zónát, csak alul volt egy nyilas a belső henger részére. A megszaladás előtt a rendszer sokszorozási tényezőjét mérték szubkritikus állapotban, a belső henger helyzetének a függvényében. A mérés menete az alábbi volt: - a belső hengert az előre meghatározott magasságra felemelték; - megmérték a sokszorozási tényezőt; - extrapolációval meghatározták a következő lépés nagyságát; - leeresztették a hengert; - bementek a reaktorcsarnokba és kézzel átállították a mozgatórudazat ütközőjét; - elhagyták a csarnokot. Hét pontot már megmértek, az operátor a hengert éppen a nyolcadik mérés által megkívánt magasság felé emelte. Közben egy pillanatra megállt azért, hogy az egyik műszeren méréshatárt váltson. Ekkor a rendszer megszaladt, a hangostelefonon egy éles puffanás hallatszott, a TV-képernyőn ezután egy darabig semmit sem lehetett látni. Majd amikor a kép "visszajött", látható volt, hogy a kritikus rendszer ég, anyagának egy része a földre hullt. A becslések szerint kb. 10 kg urán olvadt meg, 15 kg pedig elégett, a megszaladásnál 4x10 hasadás keletkezett. A kritikus rendszer teljesen tönkre­ ment, a csarnok elszennyeződött. Feltételezik, hogy a belső henger nem volt teljesen egytengelyű a rá illesz­ kedő második hengerrel és azt az utolsó három mérésnél magával együtt fel­ emelte. A hiba következtében az extrapoláció félrevezető eredményt adott. Az utolsó lépésnél, amikor a belső henger már megközelítette a legfelső helyzetet, a második henger visszaesett és ez a reaktor megszaladásához vezetett. A megszaladás következtében nem történt számottevő kibocsátás a környezetbe, annak ellenére, hogy a reaktor nem volt hermetikus containmentben elhelyezve. Személyi sugárterhelés sem keletkezett.

A28. Wood River Junction [6,25] /United Nuclear Corporation, Wood liver Junction, Rhode Island - 1964. július 24./ Az üzemben dúsított urán visszanyerésével foglalkoztak fütőelemgyártás során keletkezett hulladékokból. Az egyik műveletnél szerves oldószert, triklóretánt /ТСБ/ használtak. Az oldószerbe került uránszennyezést egy 11 literes, 127 mm átmérőjű, "mindenkor biztonságos" edényben vonták ki, nátrium-karbonát oldat adagolásával. Ennek során az edényt kézzel kellett összerázni.

'

- 26 650528 White S. 65123C Venus A kézi műveletet egy héttel a baleset előtt egy 113 l-es, 457 mm átmérőjű, 660 mm magas keverötartály alkalmazásával váltották ki, amely eredetileg nátrium-karbonát oldatok keverésére szolgált és nem volt "mindenkor bizton­ ságos". A műveletet szóban jóváhagyatták az egyik felelős vezetővel, aki a tartályban megengedhető maximális urán-koncentrációt 800 ppm-ben határozta meg. Időközben az egyik bepárló működésében zavarok keletkeztek, a csatlakozó csövet uranil-nitrát kristályok dugították el. A dugulást gőzzel szüntették meg, a keletkező oldat és zagy pedig 127 mm átmérőjű, 11 literes edényekbe került, melyeket figyelmeztető felirattal láttak el. A balesetet az okozta, hogy az egyik operátor tévedésből, a TCfc-oldat helyett a bepárlóból származó, nagy urán-koncentrációju oldatot öntötte a lx.,,5 l-es keverótartályba, amelyben ekkkor már 56,8 1 nátrium-karbonát vizes oldata volt. Amikor az operátor kb. 10 1 koncentrált oldatot átöntött, a rendszer megszaladt, kékes-fehér felvillanás jelentkezett, a robbanás ereje az olda­ tot a 3,6 m magas mennyezetig vetette ki. Az operátor előázör elesett, majd kifutott a helyiségből. Neutron és gamma sugárzásból származó, egész testre átlagolt sugárterhelése 12000 rad volt. 49 órával élte tul a megszaladást.

A29. White Sands [21] /White Sands, New Mexico - 1965. május 28./ A jelzett napon megszaladás történt, 1,5x10 Személyi sugárterhelés nem keletkezett.

hasadással.

További részletek nem ismertek.

Д30. Venus - Vulcain Experimental Nuclear Study [26-29] /Centre d'Etude de 1'Energie Nucléaire, Mol. Belgium - 1965. december 30./ A Venue kritikus repdszer a BR3 reaktorba beépítendő spektrum-eltolásos zóna /BR3-Vulcain/ reaktorfizikai jellemzőinek vizsgálatára létesült. A rendszer üzemanyaga 7 % dusitásu urán, moderátora és hűtőközege H.O és D-O, melyek keverési aránya változtatható. A fűtőelem rozsdamentes acél burkolat­ ban elhelyezett U0 -paeztillákból áll; külső átmérője 8,5 mm, aktiv hossza 1000 mm, teljes hossza 1250 mm. Egy kötegben 37 fűtőelem van, a köteg falát hatszögkeresztmetszetü, 85,16 mm laptávolságu, perforált rozsdamentes acél hasáb képezi. A kötegben hat rozsdamentes távtartó rács van, a rácsosztás 13,8 mm. A zónában 73 fütőelemköteg és 18 u.n. "moderátor-cső" van. Utóbblak kivül hatszögkeresztmetszetüek, belül hengeresek, 80 mm belső átmérővel. 2

- 27 651230 Venus A moderátor-csövekben található a nyolc BV rud /S/, a két szabályozó rud /R/ és a nyolc abszorbens elem /N/ /lásd A30-1 ábra/. "Rud"-ként abszorbens anyagból készült, 468x478 mm-es csövet használnak. Az S és R rudak távvezér­ léssel mozgathatók. Az S rudak vészjel esetén szabadon esnek a zónába, az R rudaknál csak lassú mozgatásra van lehetőség. Az M rudakat a helyszínen, kézzel lehet a zónába helyezni. A reaktor a moderátorszint változtatásával is szabályozható. fűtőelemek (37)

СЛЛЛ

gogo°cx ;о°$о°о&

о

_ alumínium csövekde)

:QSQ8Q933Q802

°o3oKo°

здеоеоэ

aluminium csövek(54) rozsdamentes köpeny

V Fűtőelem- köteg

Fűtőelem - kötegek (73)

Moderator csövek (16)

Л 3 0 - 1 . őbra

VKNUS z ó n a t é r k é p

- 28 651230 Venus 1965. decemberében a kísérleti programban abszorbens-rudak értékességének meghatározása szerepelt. Ennek során a kritikus vízszint változását mérték a rudcsoportok helyzetének függvényében. A december 30-i mérésnél a moderá­ torban 70 térfogat % HjO volt. Az abszorbens rudaknak olyan konfigurációját keresték, amelynél a rudak egy része teljesen, a többi részben van benne a zónában és a kritikus vízszint 700 mm. Az utolsó mérésnél a rudak állása a következő volt: RÍ : 553,1 mm, SI, R2 : teljesen felhúzva, 10 pozícióban nem volt M rud, hét S és hét N rud alsó helyzetben. A fenti rudállások mellett kétszer tették kritikussá a reaktort, utoljára 12.45-kor. Az ügyeletes mérnök röviddel ezután megérkezett a vezénylőbe, majd 12.47-kor az üzemvezető elment ebédelni. Az ügyeletes mérnök ekkor S2 leejtésével leállította a reaktort, majd elkezdte RÍ és R2-öt leereszteni. Ekkor érkezett az operátor a vezénylőbe, az ügyeletes mérnök a rudmozgatást erre abbahagyta és szóban ismertette a további teendőket: 1. 3. 4. 5.

és 2. teljesen leereszteni RÍ és R2-öt; az и rudat elhelyezni az 10 pozícióban; kiemelni az И rudat a G330 pozícióból; és 6. felhúzni S4 és S5-öt.

A 3. és 4. pontot az utasítások naplójában Írásban is rögzítette, majd ennek másolatát átadta a technikusnak, aki egy szomszédos helyiségben tartózkodott. A technikus ekkor, az utasítással a kezében, kinyitotta a reaktorcsarnok aj­ taját, felvette az előirt lábbelit, bement a csarnokba és azonnal megkezdte a kapott utasítás végrehajtását. Ekkor követte el az első mulasztást: nem kért hangostelefonon engedélyt az operátortól a művelet végrehajtására, amit minden bizonnyal csak később kapott volna meg, hiszen ekkor csak RÍ volt benn a zónában, R2 csak részben. Ezenkívül felcserélte az utasításban Írásban rögzített müveV:ti sorrendet: anélkül, hogy az 10 pozícióban elhe­ lyezte volna az M rudat, elkezdte a G330-asban levő M rudat kiemelni. A reaktor, amelyet ekkor csak S2 és RÍ tartott lezárva /R2 és az IO pozícióba szánt N rud hiányzott/, megszaladt. A technikus, aki féllábbal bent állt a zónában /lásd АЗО-7. ábra/ egy felvillanást látott, erre visszaejtette az abszorbenst és gyorsan elhagyta a helyiséget. A BV rendszer időközben vészleállitást végzett: leürítette a moderátort a reaktortartályból, ezzel egy­ idejűleg akusztikus és fényjelzések jelentek meg Ekkor kb. 12.52 volt. A reaktorcsarnokot ezután lezárták és kiürítették. A vizsgálat során, amely másnap a hatóság helyszíni szemléjével kezdődött, az alábbi megállapításokat tették: az ügyeletes mérnök által kiadott Írás­ beli utasítás helyes volt annyiban, hogy annak pontos végrehajtása esetén

29 6Ы230 Venus

АЗО-2. ábra

A technikus testhelyzete a VENUS balesetnél [261

elkerülhető lett volna a baleset. Az utasítás azonban figyelmen kivül hagyta azt a - biztonsági jelentésben is rögzített - általános előírást, mely szerint a zónából abszorbenst eltávolítani csak a viz leeresztése után sza­ bad. A megszaladás közvetlen oka a műveleti sorrend felcserélése volt és akkor is bekövetkezett volna, ha R2 már alsó helyzetben van. A megszaladást végeredményben két emberi tévedés egybeesése okozta. A felszabadult energiát 15 MWS-ra becsülik.A BV rendszer az előírásnak meg­ felelően működött. Az aktív zóna nem károsodott, ennek oka a csekély energia-

- 30 700824 Mindscale 781017 1CPP felszabaduláson kivül a 0,5 mm-es rozsdamentes acél-tokozásu fűtőelemek nagy szilárdságában keresendő. A technikus sugárterhelését először a személyi doziméterek kiértékeléséből állapították meg, ezek az értékek mellmagasságra vonatkoznak: 550 R gamma /fllmdozlméter/; 55 rad hasadási neutron /kéntabletta/; 1 rad közepes energiájú neutron /aranyfólia/; 0,6 rad termikus neutron /aranyfólia/. A technikust a Curie Alapítványhoz, Párizsba szállították kezelésre. Ezután a dóziseloszlás meghatározása érdekében fantom felhasználásával dozimetriai kísérleteket végeztek. A mérések alapján a balláb által elszenvedett gamma-dózis 4OO0 és 5O0O rad közé tehető. A sugársérUlt a megfelelő kezelés eredményeként túlélte a balesetet, ballábát azonban nem tudták megmenteni, azt 6 hónappal a baleset után amputálni kel­ lett. Jelenleg /1982. március/ műszaki rajzolói beosztásban dolgozik, vér­ képe, amelyet havonta ellenőriznek, normális [29]. <

A31. Windscale [21J /Windscale Works, Egyesült Királyság - 1970. augusztus 24./ A jelzett napon megezaladás történt,

kb. 10

15

hasadással. Az eset kapcsán

2 fő szenvedett sugárterhelést: 0,01 és 0,02 Gy-t. További részletek nem ismertek.

A32. ICPP [30] /Idaho National Engineering Laboratory, Idaho Falls, Idaho - 1978. október 17./ Az érintett reprocesszáló Özemben kutató, erőmüvl és tengeralattjáró meg­ hajtására szolgáló reaktorok kiégett fűtőelemeit dolgozzák fel. A müvelet első lépéseként a fűtőelemet savban feloldják. A hasadási termékeket és uránt tartalmazó oldatban az urán vegyületeket uranll-nltráttá alakítják át. Az oldat ezután a H 100 jelű ellenáramú, perforált-lemezes extraháló oszlop­ ba kerül, ahol az uranil-nitrátot tributilfoszfáttal /TBP/ választják el a павадав! termékektől. Az urán-oldatból további tisztítással és kezeléssel nyerik a fűtőelem gyártására alkalmas anyagot. Az extraháló oszlop közepén normális viszonyok között az urán koncentrációja kisebb mértékben megnövekszik, a vizes és szerves fázisban egyaránt. A nor­ málistól eltérő üzemi viszonyok között a koncentráció-növekedés lényegesen nagyobb lehet. így pl. az idézett napon a H-100 oszlop alján levő vizes

- 31 781017 1CPP 48СЮОО X-10 oldatban a 82 %-ra dúsított urán koncentrációja 22,2 g/l-re nőtt meg, ami a rendszer megszaladásához vezetett. Az első 25 percben a reaktivitás 0,6 ф volt, a negativ hőfoktényező és a különböző koncentrációjú oldatok keveredé­ se stabilizálta a rendszert. Amikor az operátor észrevette az oszlop rendellenes működését, megnövelte a vizes fázis áramlási sebességét /és ezáltal az uránkoncentrációt is az oszlop alján/, ami a rendszert promptkritikussá tette. 18 A megszaladásnál összesen 2,74xlO hasadás jött létre. A magreakciót a keletkező gőz- és gázbuborékok állították le. A megszaladásnál radioaktiv kibocsátás nem történt, a személyzet sugárter­ helést nem szenvedett, a berendezés nem károsodott. A vizsgálat a megszaladást az alábbi okokra vezette vissza: - nem kielégítő üzemviteli előírások; - műszerek karbantartásának, hitelesítésének elhanyagolása /hibás koncent­ ráció-mérő/; - laza üzemviteli fegyelem /előirt mintavétel elmulasztása/.

1.2

KUTATÖREAKTOROK

Bl. ORNL X-10 grafit-reaktor [2,3,7] /Oak Ridge, Tennessee - 1948./ Az X-10 kutatóreaktor 1943-ban vált kritikussá, hoteljesitménye 3,5 kW, üzemanyaga természetes urán volt, moderátora grafit, hűtése légárammal történt. A fűtőelemek külső átmérője 30,2 mm volt, hosszúsága 104,8 mm, tokozóanyaguk: 0,9 mm-es aluminium. A fűtőelemeket a grafitban kiképzett 44,5 mm-es, élén álló négy-etkeresztmetszetü csatornákban helyezték el, egy csatornában 41-54-et. A hűtőlevegő a csatornákon való áthaladás után szűrés nélkül jutott a szellőzőkéményekbe és onnan a szabadba. 1948-ban történt, hogy normál üzem közben az egyik fűtőelem tokozása meg­ hibásodott. Mire a hibás fűtőelemet sikerült behatárolni, annyira megduzzadt, hogy csak a többi fűtőelem sérülése árán lehetett eltávolítani a zónából. A baleset kapcsán kb. 0,5 kg urán-oxid szabadult ki a fűtőelemből ez egy­ részt a szellőző rendszerbe, másrészt a környezetbe került. A környezetben mérhető gamma és beta-aktivltás nem volt jelentős. Az uránoxid-por széllel való terjedésének megakadályozására a szabad talajfelületeket füvesítették. Az eset után a reaktor szellőzőrendszerébe szűrőket építettek be. [2,3]szerint hasonló balesetre már 1947-ben is sor került.

32 521212 NRX B2. NRX-reaktor [2-9] /Chalk River, Ontario; Kanada - 1952. december 12./ Az NRX kutatóreaktor 1947-ben vált először kritikussá és 1948-ban érte el a'teljes teljesítményt, 40 Mtí-ot. A reaktor moderátora nehézvíz volt, ennek befogadására hengeres tartály szolgált. A tartályba mintegy 200 függőleges aluminium-cső /u.n. kalandria-csS/ volt beépítve, ezekben voltak a fűtőelemek és a szabályozó-, ill. BVrudak. Egy fűtőelem-csatorna metszete a B2. ábrán látható. Az aluminium-burkolatu természetes urán-rudakat könnyűviz hűtötte, ez a külső és belső alu­ minium-cső közötti térben áramlott. A hűtővíz külső csöve és a kalandria-cső közt légrés volt.

Hűtővíz

Belső köpeny (Alumínium)

B2. ábra

Külső köpeny (Alumínium)

NRX-reaktor fűtőelem csatornája. A Kalandria-ceő külső átmérője 60,3 mm [6]

- 33 521212 NRX A BV- és szabályozó rudak bórkarbiddal töltött, vékony acélcsövek voltak, melyeket 3000 mm lökethosszuságu pneumatikus henger mozgatott. A rudak fel­ húzott helyzetét lámpák jelezték. Az l.sz. nyomógomb működtetésével a négy BV-rudat, a 2.sz.-val pedig - meghatározott sorrendben a 12 szabályozó rudat lehetett felemelni. A rudak gyors leejtésére szolgáló 3. és 4. gomb a pult másik oldalán, az 1. és 2. gombtól kartávolságra volt elhelyezve. A 4. gomb a rudak gyorsítására szolgáló nyomást növelte meg, a 3. gomb pedig az elektropneumatikus szelep gerjesztő áramát. így a szelep a megnövelt nyomásnál is megbízhatóan zárt. A jelzett napon a reaktor alacsony teljesitményszinten üzemelt. Kiégett és friss fűtőelemek reaktivitását hasonlították össze. A G-15 pozícióban friss fűtőelem volt, léghűtéssel, ezenkívül több fűtőelemnél volt csökkentett hütőviz-forgalom. Az eseménylánc, mely végUl a balesethez vezetett, azzal kezdődött, hogy az operátor az alagsorban tévedésből kinyitott néhány megkerülő szelepet a szabályozó rudak rendszerében /a működtető karok csak a szelepek egy részé­ nél voltak biztonsági okokból eltávolítva/. Amikor a vezénylőpultnál ülő föoperátör észrevette, hogy néhány rud felső helyzetét jelző lámpa kigyullad, telefonon leszólt az operátornak, hogy ne nyúljon a szelepekhez, majd a helyszínre sietett. A fбореrátör az alagsorban az összes szelepet a kivánt helyzetbe állította vissza, a nyomásokat leellenőrizte. Ekkor az összes, előzőleg tévesen fel­ emelt rúdnak vissza kellett volna esni a zónába. Mint utóbb kiderült, 2-3 rud nem került vissza a helyére, bár a felső helyzetét jelző lámpa kialudt. A főoperátor ekkor telefonon utasította a vezénylőben tartózkodó másodope­ rátort, hogy nyomja be a pulton a 4. és 1. gombot. A szándéka az volt, hogy a rudakat gyorsan ejtsék le, ehhez a 4. és 3. gombokat kellett volna működ­ tetni. Mivel a 4. és 1. gomb kartávolságra volt egymástól, a másodoperátor letette a telefont, hogy mindkét keze felszabaduljon és az utasítást végre tudja hajtani. A főoperátor igy nem tudta a téves utasítást azonnal helyes­ bíteni. A téves beavatkozás hatására egy rudcsoport felhúzott állapotba került /a 4. gomb hatástalan maradt, mivel a nyomás a szelepnél "megszökött"/. A másodoperátor röviddel ezután a reaktorteljesitmény gyors növekedését ész­ lelte, ezért működtette a vészleállitás nyomógombját. Ennek hatására az összes rúdnak - túlnyomás hiányában saját súlyánál fc*va - vissza kellett volna esni a zónába. A rudak egy része azonban nem esett le és a teljesítmény tovább nőtt. Végül a jelenlévő kutatók és vezetők gyors konzultáció után a moderátor leürítését rendelték el. Mire ez hatásos lett, a teljesítmény 60 és 90 MW között tetőzött. A reaktor leállása után az alagsort viz árasztotta el, az épületben mért levegőaktivitás jóval meghaladta a megengedett szintet, ezért az épületet kiürítette). .

- 34 521212 NRX 540722 Borax 1 A vizsgálat során Megállapították, hogy a reaktorteljesitmény 70 s-ig volt 1 MN fölött, a megszalad£s során felszabadult energia kb. 2O0O MN s volt, 20 ez 0,6x10 hasadásnak felel »eg. A baleset lefolyását súlyosbította az a tény, hogy a hűtésre szolgáló könnyüviz felforrása tovább növelte e reakti­ vitást, mivel ez a nehézvizes rendszerben méregként szerepelt. A baleset során 25 fűtőelem károsodott. Ezek elsősorban a provizórikus hfltésüek voltak. így pl. a léghűtésű G-15 fűtőelem teljesen megolvadt és ki­ töltötte a fűtőelem-csatorna egész keresztmetszetét. A többi fűtőelem rész­ ben olvadt meg, ill burkolatuk repedt meg. A kalandria-csövek is több helyen megsérültek. A baleset után az aktiv zónát és a nehézvíz-tartályt eltávolították, az egész épületet dekontaminálták. Ezután a reaktort újjáépítették. A dekontaminációs munkák terjedelmének jellemzésére elég megemlíteni, hogy az alag­ sorba 560O m viz került, az ebben levő izotópok összaktivitását 3,7xlO Bq-re becsülték. A munkák során egy személy 17 R sugárterhelést szenvedett. A környezetbe történt kismértékű radioaktiv kibocsátás .számszerű értéke nea ismeretes. A baleset tanulságai a következők [6]: 1./ Reaktivitás-változással járó beavatkozásra csak a vezénylőhelyiségben legyen lehetőség. 2.1 A rudak helyzetét megbízhatóan és folyamatosan ki kell jelezni. 3./ Kétoldali hangostelefon kapcsolatot kell létesíteni a különböző helyi­ ségekben tevékenykedő operátorok között. 4./ A létfontosságú kezelőszerveket könnyen elérhető helyen kell elhelyezni a vezénylőpulton. 5./ Kerülni kell az olyan megoldásokat, amelyeknél a hűtővíz void-koefficiense pozitív /vagyis a viz felforrása reaktivitást szabadit fel/.

B3. Borax 1 [1-3, 6] /NRTS, Idaho Falls, Idaho - 1954. július 22./ A Borax 1 könnyüvizes reaktor ideiglenes jelleggel létesült, a viz forrásá­ val kapcsolatos stabilitási és biztonsági kérdések vizsgálatára. Zónája 30 db MTR-tipusu fűtőelemből épült fel, melyek mindegyike 18 db aluminium burkolatú, aluminiummal ötvözött uránlemezt tartalmazott. Az urán dusitása 90 %, a lemezek mérete: 72,3x1,52x624,8 mm, a burkolat vastagsága padig 0,5 mm volt. A zóna négy kvadránsból állt, közöttük lévő résben öt, kadmium-lemezből készült szabályozó "rud" volt. Ezek közül a középső, keresztalaku rud ejtésekor az abszorbens elhagyta a zónát, Így reaktivitás srabadult fel. A rudat tranziensek keltésére használták, részben leengedett helyzetből ki­ indulva nagy sebességgel "lőtték ki" a zónából. A többi négy rudat a kisér-

- 35 -

540722 Borax 1 541003 Hanford 1

let kezdetén felhúzták, aajd a tranziens befejezése céljából rugóval gyor­ sítva juttattak a zónába. A zóna 1,22 m átmérőjű, 3,96 m magas tartályban volt, melyet egy, részben a földbe süllyesztett árnyékoló tartály vett körül. A reaktorral igen eredményes kísérletsorozatot folytattak le. Ennek során a fűtőelemek olyan mértékben elhasználódtak, hogy további működésre alkalmat­ lanná váltak. Ezért a reaktor megszüntetése előtt már csak egy kísérletet terveztek: a középső rudat teljesen felhúzott állapotából "lőtték ki" a rendszerből, igy 4 % Дк-t szabadítottak fel. Az előző kísérgetek alapján azt várták, hogy a fűtőelem-lemezeknek kb. 4 %-a olvad meg. A tranziens hatása ezzel szemben lényegesen meghaladta a várt mértéket, ezért megszaladásról beszélhetünk. Az aktív zóna nagy része megolvadt és egy ÍOO m sugarú körön belül szétszóródott. A szabályozó rudak 100O kg tömegű szervőrendszerét a robbanás ÍO a magasra dobta fel. 15 perccel a megszaladás után szélirányban 5 mR/h beta-gamma aktivitás volt mérhető. 18 A megszaladásnál 4,7xlO hasadás történt. A személyzet nem szenvedett sugár­ terhelést .

B4. Hanford 1 [6,31] /Hanford, Washington - 1954. október 3./ A hanford! plutónium-termelő reaktor üzemanyaga természetes után, moderátora grafit, hűtőközege H,0 volt. A balesetet megelőzően az l.sz. reaktor alsó részén található grafit-tömbök egy része vizszivárgás következtében átnedvesedett. Mivel korábban már több­ ször előfordult, hogy nedves grafittal indultak, ennek nem tulajdonítottak különösebb jelentőséget. A reaktor indítása eleinte normálisan folyt, a teljesítmény 2 perces perió­ dussal futott fel. Ekkor - rudállitás után - a várt 30 s helyett 12 s-es periódust mértek, ugyanakkor a hűtőkörben is anomáliák jelentkeztek. A zóna felső végén a hűtővíz hőmérséklete a melegágban megközelítette a felső határértéket, több helyen viszont a víznyomás lecsökkent. Az operátor a felfutás lelassítása és a helyi túlmelegedés megakadályozása céljából rudakat eresztett le. Kevéssel ezután a hűtővíz nyomása több csa­ tornában az alsó határ alá csökkent és leállította a reaktort. Hasonló leál­ lás korábban már többször előfordult. Ezért egy idő múlva аг indítást meg­ ismételték, mely ezúttal minden rendkívüli esemény nélkül zajlott le. Másnap - és a továbbiakban egészen a zóna átrakásáig - az érintett tartományban számos hibás fűtőelemet találtak. Hint kiderült, az Indításhoz hanznált két érzékeny ^»foVfnr a reaktor alatt,

SS0104 55O70O

aanford NM

• W

egyaas közelében volt elhelyezve; érzékenységüket a kifolyt vis árnyékoló hatása lecsökkentett*. A kifolyt vis elpárolgás« a zóna »elegebb részén re­ aktivitást szabadított fel, Módosította a fluxuseloszlást és egyes fütocleaek jelentős tulMelegedéséhez vezetett. Mindez elkerülhető lett volna, ha a detektorok elhelyezésére nagyobb gondot fordítanak és Így az operátornak Módjában éli a nagraéretfl grafitreaktor lülönböző zónáiuak viselkedését figyeless«! kísérni.

BS. Hanford "KW [6,8,31) /Hanford, Washington - 19SS január 4./ A Hanford "KW" reaktor üzemanyaga tensészetes után, Moderátora grafit, hűtőközege H <> volt. 2

A balesetet Megelőzően a reaktor űzeMbehelyezésével kapcsolatos Kérések foly­ tak, ennek során néhány száz hütocsovet neoprén tárcsával zártak le. A sere­ sek befejezése után a tárcsákat összeszedték és Megszámolták, egyet tévedés­ ből bennfelejtettek. A dugulást jelezte egy nyomásmérő Műszer, de ez лх operátor figyelaét elkerülte. Majd egy Műszerész a Műszer nullájának állítá­ sával középállásba hozta a Mutatót, ezzel eltüntette a hibásnak vélt indi­ kációt. Ilyen elSzsények után került sor a reaktor energetikai indítására. A teljesitMényt lassan, lépésenként eaelték. Az egyik ilyen lépés után gyors teljesitaény-esést, reaktivitás-csökkenést észleltek. Ezt, a kívánt teljesitsenyszint tartása érdekében, rudkihuzássai ^»nsulyozták. Kb. 12 perc múlva egy jelzés viz jelenlétét adta hírül a reaktor zárt gázrendszerében. Nem sokkal ezután a reaktor leállt, sert a hűtővíz nyoxása a dugult cső környe­ zetében Meghaladta a felső határ értéket. Ekkor маг nyilvánvalóvá vált, hogy egy fűtőelem Megolvadt. A reaktor újraindítása érdekében az érintett teljes grafit-csatornát el kellett távolítani. Ez a Művelet a reaktor hátsó beton-védelMének az áttöré­ sét tette szükségessé.

B6. NRX-reaktor [2,3,5] /Chalk River, Kanada - 195S. július hó/ A reaktor leirása az 1952. dec. 12-1 balesetnél található. 1955. júliusában Pu-U-ötvözetből készült kísérleti fütőelesMel folytak Méré­ sek. Ennek során a fűtőelem megolvadt, átolvasztotta a kalandria-csövet, a hűtővíz és a moderátor-tartály elszennyeződött. A reaktort dekontaminálás és a meghibásodott alkatrészek cseréje után újra indították.

- 37 5 50700 NRX 551129 EBR-1 A baleset lefolyásának részletel nem Ismeretesek, A szűkszavú ismertetés egy érdekes jelenséget emel ki. A baleset során igen gyors - 1-2 s alatt 50 %-os - teljesitményugrást észleltek. Mint utóbb kiderült, a Pu-U-rud geometriájának megváltozása, szétszóródása a nehézviz-moderátorban hirtelen reaktivitás felszabadítást eredményezett az önárnyékolási tényező lecsökken­ tése révén.

B7. EBR-1 [2,3,5,6,8,9,321 /NRTS, Idaho Falls, Idaho - 1955. november 29./ Az EBR-1 kísérleti szaporító reaktor II. jelű zónájában 94 %-ra dusitott urán volt az üzemanyag, 2 súly % cirkóniummal ötvözve. A reaktor moderálatlan volt, hűtőközege; NaK. Maximális hoteljesitménye 1400 kW, elektromos telje­ sítménye 200 kW. A reaktor aktiv és szaporító zónáinak metszete a B7-1. ábrán látható. A középső, hatszögkeresztmetszetü aktiv zónában 217 fűtőelem-pálca van. A pálcákban legalul 108 mm-es hosszban természetes urán /szaporító anyag/, fölötte 2x108 mm dusitott urán /üzemanyag/, legfelül pedig 203,2 mm termé­ szetes urán foglal helyet. A pálcák burkolata rozsdamentes acél, külső át­ mérője 11,4 mm. A pálcák felül rozsdamentes acél "nyélbon' folytatódnak, teljes hosszuk igy 533,4 mm. Az aktiv zónát körülvevő belső szaporító zóna 23,8 mm átmérőjű természetes urán rudakból áll. Ezt a két belső zónát NaK hűti. Az egészet hengerpalást alakban veszi körül a természetes-urán téglákból készült, léghűtésű, külső szaporító zóna, mely hidraulika segítségével függőlegesen elmozdítható. A zóna igy BV-elemként is szolgál: gyors leejté­ sekor rövid idő alatt jelentős reaktivitást, 8,9 % Лк-t köt le. A külső sza­ porító zónában van ezenkívül 12 db 50,8 mm átmérőjű természetes-urán rud /összértékességük 0,3 4k/, ezekből 4 db szabályozó rudként, 8 pedig BV-rudként szerepel. A BV-rudakkal egyidejűleg az alsó reflektor egy része is eltávolodik a zónától. A megszaladás előtt a reaktoron eredményes kísérleti programot hajtottak végre. Ennek során kiderült, hogy a teljesítménytényezőnek van egy nagy pozitív komponense, amely olyankor mutatható ki, amikor a teljesítmény nagy és a hűtőközeg áramlási sebessége kicsi vagy a teljesítmény-változás sebes­ sége nagy. A viszonyok tisztázására méréssorozatot terveztek. Ennél a reaktort leállí­ tott hütöközeq-áramlás mellett kívánták a fütőelemhőmérséklet által megsza­ bott maximális teljesítményig felfuttatni. Mivel az urán és rozsdamentes acél 725 C°n,íl eutektikumot alkot, az első méréseknél 500 C°-ig, majd később

-

38 5 5 1 1 2 9 EBR-1

с I Л! 0) 4J Ol

и ,
s 40

С Ю N Ю •P •4 M О Q.

« N Ю

ОТ '41

> л:

« CO Ы

IT)

и

I

rm

- 39 551129 EBR-1 fokozatosan 60O C°-ig akartak felmenni. A szlntvédelmet a méréseknél a név­ leges teljesítménynek, 1400 kW-nak megfelelő értékre állították; a periódusvédelmet pedig kikapcsolták, mert ugy vélték, hogy annak működése lehetetlenné tenné a mérést. A kísérlet menete a kővetkező volt: A reaktort alacsony teljesítményen, P = 11 W-on kritikussá tették, majd rudhuzással kb. 50 s-es periódust állítottak be. A rudak húzása t=200 s-nál fejeződött be /t=0 a rudhuzás keziete/, ekkor P =• 50 W volt. A periódus ekkor gyorsan csökkenni kezdett: t = 320 s P = 500 W t = 497 s P = 700 kW volt /lásd B7-2. ábra/. Ekkor a fűtőelemek hőmérsékléte is emelkedni kezdett, ezért a kísérletvezető fizikus kiadta az utasítást a reaktor leállítására.

10° =

-г—г

T

1

nlO

1—Г

10*

Összenergia

10'

5

10'

с •ш

L.

E

s

Й •2.

Hasadási telje sítmény

3 10'

10

L_

490

J

l__l

8

L_J

I

I L

500 Idd

117-2. á b r a

t\7. EBR-1 megszaladásának -rjörbó jo i 6 I

teljesitmóny-

- 40 551129 EBR-1 571008 Windscale Az operátor ekkor tévedésből a motoros meghajtású szabályozó rudakat működ­ tette, amelyek a reaktor lassú leállítására szolgáltak /az előző méréseknél u.i. ezeket használták/. A kísérletvezető, a tévedést észrevéve, azonnal be­ nyomta a BV rudak és az alsó reflektor gyors ejtését kioldó gombot /t=499 s/. A teljesítmény gyors növekedése ekkor leállt. A reaktort végül a külső sza­ porító zóna leejtése zárta le, amelyet a szintvédelem működtetett /t=500,35-500,50 s/. A néhány másodperces késedelem a reaktor leállításában megszaladáshoz vezetett. A maximális teljesítmény - a számitások szerint - 6000-12000 kW, a teljes felszabadult energia pedig llOOO és 16000 kWs között volt. A reaktor lezárá­ sának időpontját nem ismerik pontosan, ezzel magyarázható a fenti értékek nagy szórása. A megszaladás során az aktiv zóna középső szakaszán a hőmérsék­ let 1130 C°-ot ért el- a zóna 4O-50 %-a olvadt meg. A szellőző rendszeren keresztül jelentéktelen mértékű radioaktiv kibocsátás történt. Személyi sugárterhelés nem volt. A pozitív teljesitmény-tényező eredetét véglegesen a III. jelű zónán tudták tisztázni. Kiderült, hogy ez a fűtőelemek deformációjával, "meghajlásával" függ össze, ami a megfogás módosításával kiküszöbölhető. A megszaladás tanulsága, hogy a reaktor biztonságának a védelmét - különösen gyors folyamatoknál - nem szabad emberi beavatkozásra bizni.

B8. Windscale 1 [2-8, 33-37) /Windscale Works, Sellafíeld, Cumberland; Anglia - 1957. október 8./ A Windscale-i plutóniumtermelő telepén két reaktor volt, egy kémiai üzem a besugárzott fémurán feldolgozására, valamint Ű szükséges analitikai és kuta­ tó laboratóriumok. A reaktorok egy Oak Ridge-i grafit reaktor mintájára készültek. Az üzemanyag természetes urán, a moderátor grafit, a hűtőközeg pedig levegő volt. A 125 m magas reaktorkéménybe épített szűrők csak nagyobb részecskék visszatartására voltak alkalmasak, súlyosabb baleset esetén. A telephely Anglia észak-nyugati részén West Cumberlandben volt, a tengerparti sávban. Ismeretes, hogy ha a grafitot a 200-300 C°-os hőfoktartományban neutron su­ gárzásnak, tesszük ki, fizikai tulajdonságai megváltoznak: méretei megnőnek /"megdagad"/, elektromos és hővezető-képessége lecsökken, ezenkívül energiát tárol /ez az u.n. Wigner-energia/. A besugárzást követő felmelegítéskor a tárolt energia hő formájában felszabadul. A jelenség 300 C°-nál alacsonyabb iizeri hőfokon dolgozó reaktoroknál stabilitási és biztonsági problémákat vet fpl, ezért özeknél a leállás után hőkezeléssel szabadítják fel a tárolt ener•|..!t .

- 41 571008 Windscale Windscale-ben a grafit hőkezelésére standard eljárást vezettek be, ezt a baleset előtt már nyolcszor alkalmazták sikeresen. Lezárás után a reaktort kikapcsolt hűtőventillátorok mellett Indították újra. Kis teljesítményen Üze­ melve, a grafitot annyira fűtötték fel, hogy a tárolt energia felszabadulása meginduljon és a folyamat önfenntartóvá váljon. A grafit teljes hőkezeléséhez általában egy-két nukleáris felfütésre volt szükség. 1957. október 7-én az l.sz. reaktornál a leállás után a fentiek szerint kezdték el a grafit hőkezelését. Az első nukleáris fűtés után a várakozással ellentétben a grafit hőmérsékletének a csökkenését tapasztalták /a későbbi­ ekben kiderült, hogy a zóna egyes részein ekkor hőmérséklet-növekedés volt/. Ebből arra következtettek, hogy a Higner-energia felszabadulása nem indult meg, ezért a felfütést másnap megismételték. A teljesítménymérő műszer kis teljesítményeknél hibás értéket mutatott, ennek tudható be, hogy a felfütést a megengedettnél jóval nagyobb sebességgel végezték. A zónában uralkodó maximális hőmérsékletekről az operátoroknak nem volt információja, mivel a termoelemek a zóna geometriai közepének a környe­ zetében voltak, ahol normál üzemnél a fluxus és a hőmérséklet maximális értéket vesz fel. A tárolt Wigner-energia ezzel szemben éppen a zóna hidegebb részein, a széleken tetőzik, a hőkezelés során ezért itt mérhetők a legma­ gasabb hőmérsékletek. Ezzel magyarázható, hogy mig a regisztrált urán-hőmérsékletek a megengedett határokon belül maradtak, a zóna egyes részei annyira túlmelegedtek, hogy az urán majd a grafit tüzet fogott. Az operátorok eleinte csak hőmérséklet-in­ gadozásokat észleltek a zónában, ezért a zóna lehűtésére és a viszonyok sta­ bilizálására törekedtek. Október lO-én a levegőaktivitás rutin ellenőrzése során a reaktorkéménytől 800 m-re a háttér tízszeresét mérték. A kibocsátásból fűtőelem-meghibásodásra következtettek. A csatornák levegőmintavevő berendezése hibásnak bizonyult, ezért a hibás fűtőelem lokalizálása erdekében kiemelték az árnyékoló fal egy részét. Ekkor fedezték fel, hogy a fűtőelemek egy része vörösen izzik. Az izzó fűtőelemeket először megpróbálták eltávolítani, de azok már annyira deformálódtak, hogy ez nem volt lehetséges. Ezután a környező fűtőelemeket távolították el, hogy a tűz ne terjedjen tovább. Ezáltal a tüz 150 csatornára korlátozódott*. A tüzet szén-dioxiddal próbálták eloltani, de eredménytelenül.

•Egy csatornában 20 db 12,7 mm átmérőjű, 305 mm hosszúságú, bordázott aluminiumburkolatu fűtőelem volt, vízszintesein eqy tengelyen elhelyezve.

-

42

-

J 7 1 0 0 8 Windscdic

Penrith Workington .1 ' •

Whitehaven

"""^ """"V* A PV C n j m m o c k j v J U

D e r w e n t

w

a

j

e

r

, *—7^ , ' ^ (

'

Ullswoter un j S W Q

Hawesv
L. Comston

I I L .Wiridermere

Kendal lr tenger

Lancaster

^ ^ ^ H > °'

15 m R / h r

В Ш Ш Э > 0.05 mR /hr Sf>,n?

!<•"•- I .

il.t.i

mR/hr

Л t . i l . i j o i i i n f t I 4 , i i ' i m . i - , i k ( i v i t . i s Wi r u l : ; < \ t 1 <• k<"-f n y c / c l .'•!>< MI I ' ) ' , / . . , ) . ( . , l i f t 1 !-,tn U

4 i

571008

Windscale

Penrith Workington

Whitehaven

Wind scat« Seascale

Ír tenger

!38-2. .'ibrii

I-k'MU-cnl r.ii-i о j,i 11- ibon wi m t s c n l c k ö r n y p / f t i4>f-n ]')'Г/ . o k t . n l u ' t

I J-I'TI

It

- 44 -

571008 Windscale 580523 NRU

Végül a telep vezetősége október 10-én éjjel a vízzel való oltás mellett döntött. Másnap reggeltől kezdve 24 órán keresztUlvizet szivattyúztak a zó­ nába. Így az 12-én délutánra teljesen lehűlt. A zóna a baleset következtében tönkrement, a reaktort nem építették újjá. A környezetbe kibocsátott radioaktiv anyagok aktivitása az alábbi volt: 131 I 132 Te 137 Cs 89 Sr 90 sr nemesgáz

7,4x10 7,4xl0 2,22x10* 2,9xl0 12 3,3x10 14

12

1

1,26X1G '

Bq Bq Bq Bq Bq Bq

A reaktor mintegy 500 km'-es környezetében a baleset után 6 hétig a tejet emberi fogyasztásra alkalmatlannak minősítették és elkobozták, mivel benne a jód-131 koncentrációja meghaladta a megengedett mértéket. A reaktor környezetében a talajon mért gamma aktivitásokat a B8-1. ábrán, a tejben mért jód-131 koncentrációkat pedig a B8-2. ábrán tüntettük fel. Megemlitjük, hogy a tengerparttól távolodva a terep emelkedik, 8 km távol­ ságban tengerszintfeletti magassága kb. 600 m. A baleset következtében a reaktor személyzetének egy tagja 4,6 R dózist kapott. A lakosság sugárterhelése - a hatóságok intézkedése következtében - a meg­ engedett mérték alatt maradt.

B9. NRU [2,3,5, 6-9, 38] /Chalk River, Ontario, Kanada - 1958. május 23./ Az NRU plutónium-termeld, anyagvizsgáló és kutatóreaktor Üzemanyaga termé­ szetes urán, moderátora és hűtőközege nehézvíz volt, maximális teljesítménye 200 MW. A fűtőelemet 5 db aluminium-tokozásu fémurán-lemez alkotta, melyek mérete 4,35x31,1x3050 mm és 4,5x54,5x3050 mm között változott. A rudak egy közös, 63,5 mm átmérőjű csőben voltak elhelyezve. Egy fűtőelem 54,5 kg uránt tar­ talmazott. Az aktiv zónában összesen mintegy 200 fűtőelem volt. A reaktor konstrukciója lehetővé tette a fűtőelemek átrakását üzem alatt, teljes telje­ sítményen. A kiégett fűtőelemet ilyenkor egy nehézvíz hűtéssel ellátott containerbe emelték be és azzal együtt szállították a tároló medencébe. A reaktort 16 abszorbens rúddal szabályozták, melyek egyben a biztonságvédelmeg is ellátták. Az indítás teljesen automatikusan történt, csak a kívánt teljesítményszintet, valamint a maximális /abszolút és relativ/ felfutási

- 45 580523 NRU sebességet kellett megadni. Utóbbiakat 0,2 és 2 MWs~ , illetve 1 és 4 % s" között lehetett beállitani.

1

A balesetet megelőzően a reaktor egy hétig folyamatosan üzemelt, majd periődus-vészjelről leállt. Az ujrainditás csak az ötödik kisérletre sikerült, mivel különböző zavarjelek többszer leállították a reaktort. Mintegy ötper­ ces, normális üzem után a reaktor ismét leállt, ezúttal a periódus-vészjelről, de ezzel egyidejűleg jelzés érkezett a hűtőközeg radioaktiv szennyeződéséről, fűtőelem meghibásodásról is. Három szabályozó rud felső véghelyzetét jelző lámpa is kigyulladt egy rövid időre, ami nyilvánvalóan hibás jelzés volt. Mint utóbb kiderült, a felfutási sebességet beállitó kapcsoló hibája miatt a teljesitménytartományban is 3 % s sebességgel futottak fel, a tervezett 1 MWs helyett. A gyors felfutásnál három fűtőelem károsodott - köztük egy súlyosan - ami a leálláskor a tokozás alá beszivárgott viz gyors elgőzölésével magyarázható. A véghelyzet-lámpák kigyulladása a fűtőelem-meghibásodást kisérő nyomástranzienssel függött össze. Az egyik hibás fűtőelemet nehézség nélkül sikerült eltávolítani. A második, erősen deformálódott fűtőelem az átrakó containerbe való beemelés közben be­ ékelődött és hűtés nélkül maradt. Ekkor a containert egy vízvezetéki tömlő közelébe próbálták szállítani, de ez jelentős időveszteség­ gel járt, mert a szokásostól eltérő műveletnél több reteszelő áramkört kellett bénitani. Ezalatt a fűtőelem felmelegedett, egyes darabjai leváltak és meg­ gyulladtak. Egy kisebb darab a reaktortartály tetejére esett, egy másik - egyméteres - a karbantartó aknába. Végül a levált darabokat homokkal oltot­ ták el, a sérült fűtőelemet pedig vezetéki vizhütés mellett a tároló térbe szállították. A baleset után a reaktorcsarnokban az alábbi dózisintenzitások voltak mérhetők: függőleges vizszlntes f e l ü l e t e k ImR/hj jmR/hl falakon északi, déli, keleti 6-60* 4SO nyugati 20-400 2500 padlón foltokban 1O000O** darun, darupályán 10OO Az irodákban, folyosókon és öltözőkben 1-2 mR/h-t, Illetve 30 mR/h-t mértek.

* I mR/h л GM csövön hris.idi'iKi f.»• t méhektől származó lOOOO beiit és /min-ni'f: fi; lel meg. ** Huta-gamma érzékeny, nagy niérér.tnrtományu ionkamrával mérve.

- 46 580523 NRU 581118 HTRE-3 Az épület dekontaminálása 2 hónapig tartott, a munkában 600 ember vett részt, köztük katonák és szerződéses munkások. Ennek során 1 fő 19 R sugárterhelést kapott. A reaktorépület közvetlen környezetében mitegy 40 ha területen volt mérhető jelentéktelen mértékű sugárszennyeződés.

BIO. HTRE-3 [2-6, 8, 9, 37, 39] /NRTS, Idaho Falls, Idaho - 1958. november 18./ A HTRE-3 reaktor fűtőeleme 80 % N1 20 % Cr-ötvözetben diszpergált UO por volt, moderátora cirkónium-hidrid, hűtőközege levegő. A rendszeren repülőgép meghajtására szolgáló nagyhőmérsékletü zónák viselkedését tanulmányozták. A három BV-mérőIánc felépitése a szokásos volt /lásd B10-1. ábra/. Az áram­ kör zavarérzékenységének csökkentése végett utólag építették be az 1 Mohm-os soros ellenállást és a 4 uF-os kondenzátort. Az emiitett módosítástól teljesen

1500 v Szabályoz­ ható e.á. tápegység

746 v

1МП

Kompenzálatlan ionkamra, vészleáHitás 0,84 m A-nél

ЛЛЛ

Vezérlő és BV áram körökhöz

Lineáris öniróhoz

BlO-l. ábra

HTRE-3 d e t e k t o r - á r a m k ö r e

16i

47 581118 HTRE-3 függetlenül került sor egy másik átalakításra: a teljesitménytartományban áttértek az automatikus indításra. Ennek során az ionkamrákat mind a három láncnál egy másik, nagyobb áramú tipussal helyettesitették. Л baleset előtt a reaktoron hőtechnikai méréseket végeztek, csökkentett hütőforgalom mellett. A zónába hőmérsékletérzékelőket helyeztek, többek között az egyik BV-kamra helyett is. A biztonságvédelmet összesen két ionkamra látta el, amelyek 0,84 mA-nál adtak vészjelzést. Az első kisérletnél a teljesítményt 60 kW-ig növelték, a reaktor ekkor a vá­ rakozásnak megfelelően viselkedett. A második felfutásnál 120 kW-ig kívántak felmenni. Az ionkamrák a legérzékenyebb /"full-in"/ állásban voltak, az auto­ matikus szabályozó rendszer a két lineáris BV-láncról működött. Utóbbiak áramkörét ugy módosították, hogy az automatiVa 15 és 150 КИ között működhes­ sen. A szintvédelmet 180 kW-ra állitották. A reaktor felfutása a névleges teljesítmény 10 %-áig kézi vezérléssel, normá­ lisan folyt. Az operátor ekkor a vezérlést automata üzembe, 20 s-os periódus­ ra kapcsolta át. Az átkapcsolás pillanatában a teljesitmény ugrásszerűen megnőtt /t=0, lásd B10-2. ábra/, a periódus 8,5 s-ig csökkent le, nem érte el az 5 s-os BV-határértéket. /A teljesitményugrás valószinü oka az volt, hogy az átkapcsolás pillanatában a tényleges teljesitmény kisebb volt, mint

160

i—i—г II

Ruxus valószínű l / ^ menete \

X

Öniró gör­ béje

Э

B10-2.i'ibra

НТГЦ'.-З m e q s z a l a d á s á n a k gt'jrbé j e [ 6 i

teljesitmcny-

- 48 581118 HTRE-3 590724 SSE az automatika által megkívánt ÍO %-os érték./ A teljesitaény 20 s stagnálás után ÍO s-os periódussal emelkedni kezdett, mig elérte a kívánt értéket, 120 kW-ot. Ekkor az önirók kitérése rohamosan esni kezdett. Az automatika az ionáram csökkenését érzékelte és felhúzta az automata rudakat. Végül a BV rendszer leállította a reaktort. Az operátor egész idő alatt passzív szemlélőként, értetlenül követte az. ese­ ményeket, csak a BV rendszer beavatkozása után működtette a kézi leállítás gombját. A reaktor leállítása után az öníró kitérése először megnövekedett, majd csökkenésbe ment át. A baleset teljes egészében a műszerezés hibájának tudható be. 120 kW-nál a neutronfluxus növekedése az ionkamrák áramának a csökkenésével járt, amint ez az önirón megfigyelhető volt. Az ionkamrák anomális viselkedésének egyik oka az volt, hogy a szűrés céljából beiktatott 1 Mohm-os soros ellenállásokat nem távolították el, amikor áttértek a nagyobb áramú kamrákra. Ezen kívül a kamrák közös tápegységén a megkívánt 15O0 V helyett tévedésből 746 V-ot állí­ tottak be. Mindezek eredményeként növekvő fluxusnál az ionáram növekedése olyan mértékben lecsökkentette a kamra feszültségét, hogy az lezárta magát. A folyamatnál valószínűleg tértöltés-effektusok is szerepet játszottak. A vészjelet így az ionkamrák üzemképtelensége folytán a termoelemek vezeté­ kének a megolvadása váltotta ki, mivel azok a zónának azon a részén haladtak, ahol a felmelegedés a maximális volt. Lehetséges, hogy a megszaladás már a vészjel fellépte előtt leállt, zónaolvadás következteben. A megszaladásnál a zóna jelentős része megolvadt. A környezetbe kibocsátott aktivitás 3,8 km távolságra jutott el, mennyisége az alábbi volt: 131 1 91 Sr

12

l,26xl0 Bq 3,7xl0 Bq 9

A balesetnél személyi sugárterhelésre nem került sor.

Bll. SRE-Sodium Reactor Experiment [2, 3, 5-9, 40, 41) /Santa Susana, California - 1959. július 24./ Az SRE кutatóreaktoron erőmüvi reaktortípus kifejlesztése céljából végeztek kísérleteket. A reaktor rőteljeeitménye 20 MW volt, Üzemanyaga alacsony dúsí­ tású urán, moderátora grafit, hűtőközege NaK. A reaktorzónát 119 db 3050 mm magas, 279,4 mm laptávolságu, hatszögletes grafithasáb alkotta. A hasábok cirkónium-burkolattal voltak ellátva, a külsők reflektorként szolgáltak, a belső 43 hasúb közepén kiképzett csatornákban foqlnltak helyet a fűtőelem-kötegek. Egy köteg 7 fűtőelemből állt, melyek mindegyike 12 db 152,4 mm hosszúságú, 19 mm átmérőjű főm-urán rudat foalalt

- 49 590724 SRK maijában, összesen 1830 м

hosszban. Az urán és a rozsdamentes acél tokozás

közötti 0,25 mm-es résben Na К volt, felül pediq hélium-töltésű táguló tér. Л hűtőközeg a zónán alulról felfelé haladt át. Л konstrukció kialakításánál arra törekedtek, hogy lehetőleg konvencionális, kereskedelmi forgalombai. lévő berendezéseket alkalmazzanak. így például a hűtőközeg áramoltatására forró-olaj szivattyúkat használtak, amelyeknek ere­ deti tömszelencéjét eltávolították. Ehelyett a hűtőközeget a tengely mentén Tetralinnal hiitötték, s a megszilárdult nátrium látta el a tömítés feladatát /lásd Bll-1. ábra/. A reaktor a balesetet megelőzően már 2 éve üzemelt. Ez alatt az idő alatt különböző okokból /pl. anyaghiba

a hütőperselynél/ többször került Tetralin

a primer hűtőkörbe. A Tetralin szerves anyag, a sugárzás hatására bomlik, a fűtőelemek felületére lerakódva rontja a hőátadási viszonyokat és csökkenti a hűtőközeg forgalmát. Normális viszonyok közt a hűtőközeg hőmérséklete a zóna kimenetén 516 С , az egyes kötegeknél mérhető értékek szórása kisebb, mint 55 С , Tetralin-le­ rakódás esetén a szórás 230-440 C°-íg is felment. A lerakódást több ízben mosással távolították el a fűtőelemek felületéről. Végül is a Tetraíinos hűtést egy más megoldással váltották ki, a hűtőközeget pedig nitrogén-gázátfnjással megtisztították a szerves vegyülettől. Ilyen előzmények után került sor a 14. üzemeltetési periódusra /1959. július 12-26./. Ennek során 13-án délután a villamos alállomásnak kivántak energiát szolgáltatni: 1,6 MW-ról kiindulva elkezdték a teljesítményt növelni. Л fel­ futás tul gyorsnak bizonyult, ezért rudakat húztak be /lásd Bll-2. ábra/. E/után a teljesítmény 45 s-es negatív periódussal csökkenni kezdett. Л reak­ tort rudak felhúzásával kritikussá tették, majd folytatták a felfutást. Knnek üteme azonban egyre gyorsabbá vált, azt rudakkal sem tudták lassítani. Amikor a periódus 7,5 s alá csökkent, az operátor a vészleállitás kézi mű­ ködtetésével állította le a reaktort. Л maximális teljesítmény

1.4 MW volt.

Л periódusvédelem 5 s-ra volt állítva, igy ez nem lépett működésbe. Ю

s

alatt a periódus-önírónak egy teliesitménycsökkentő automatikát kellett volna működtetnie, erre azonban a qyors pcriódusváltozás miatt nem került sor. Л reaktor ezután kisebb teljesitményszinten 26-áig üzemelt. Л leállás után kiderült, hogy a 43 köteq közül lo károsodott: a tokozás az ü/firanya'iga) »•utt;kt ikumot alkotott és megolvadt. Л fütüelempálcák

kettévíítik.

Л vizsgálat szerint « f iitöe Jero-oi vadast a rendszerben maradt

Tot ral in- lera­

kódások okozták, melyek következtében a 11-i 14 MW-os üzem során egye«: rsarj

i urnák tulnn'l«'íj«Tii ek . Л f üt '",n ifinek tioni'tsék let -»-ényezí'. je -//<:< |o ' H' , mof.ii.T/'t oré M , l :•:!(> "*/(.'

a

volt. Uqy.nier.ak \i07. i I i v vol' a ínitVik«'".'.* •>» i;r
,

,

/'))<•• J-'entiekfce 1 magyarázhat >'k ,i/ ii/'-n '-.órán ffJJéjv/ t•r-in/i"i..;'i;.

-

SO -

590724 ..Hi: Tengrtyv Tefralin bevezetés

\

Szivoltyü - ház

О

ТО 200 300 «Ю 500 HotnerseMtt С"

В Н - 1 . ábra

г

3.0

SHE hütőközetf-szivattyu töaitése Í6|"

tengely-

• J - i i i Normális üzemi viszonyok közt várható teljesítmény görbe

f> к

\

7-

|

—

i

Öniró görbéje

f

V\

/^ 1 /'

/

20

/

X

X

/

/ •

s

/

*

''

\.b MW

7у i

i

2 J

Idö ( s e c x 1 0 ) B l l - 2 . ,ibra

SRK mf<;s/.-ilad.ír>.3n ik tr-1 j.?»iim« и-, -rU- ),• / "О " ponf 14 >9. íui i n s 1 1. 17.28/ ' •< r

r

\ 1 !1 i I !

! !

j j

f^

^ r ^

1

i

I

m-

1.0

\

|,]/>-

- 51 590724 SRE 60O403 WTR Nátriumgőz-buboiékok keletkezése és megszűnése a rudhuzásokkal együtt alakí­ totta ki a Bll-2. ábrán bemutatott teljesitmény-menetet. Személyi sugárterhelésre, radioaktiv kibocsátásra nem került sor. A felsza­ baduló jódot a hűtőközeg elnyelte, a védőgáz-atmoszférába csak hasadási qázok kerültek. A baleset után a reaktort ujjáépitették és ismét üzembehelyezték.

B12 WTR-Westinghouse Testing Reactor [2-4, 6-8, 42, 43] /Waltz Mill, Pennsylvania - 1960. április 3./ Л WTR reaktor elsősorban reaktor szerkezeti anyagok és alkatrészek vizsgála­ tára szolgált, üzemanyaga 93 % dusitásu urán, moderátora és hűtőközege H-0 volt. A reaktort 60 MW-ra tervezték, de az első üzemeltetési engedély csak 20 MW-ra szólt. Ennél a teljesítménynél az átlagos neutronfluxus 5,3x10 neutron cm-2s-1 volt. Л fűtőelemet három koaxiális henger alkotta /lásd B12-1. ábra/. A hengerek 1,32 mm vastagságú U-87 % Al ötvözetből készültek, mindkét oldalon 0,93 mm-es 235 aluminium-boritással. Egy fűtőelemben 200 g U volt. A zóna aktív magassá­ ga 914 mm, aktiv átmérője kb. 711 mm, az aluminium-viz viszony = 1. A baleset idején a töltet 78 fűtőelem volt. Szabályozó rudként rozsdamentes-acél burkolatú kadmium-csövek szolgáltak, melyek alul normál fűtőelemben folytatódtak. Kilenc szabályozó rud volt, 22,8 % ДК/К összertékességgel. 1960. januárjában a hatóság engedélyezte a teljesítmény 60 MW-ig történő emelését, egyben részletesen szabályozta ennek menetét. Az előírásoknak meg­ felelően 20 MW-ból kiindulva kis lépésekben /5 MW-onként/ növelték a telje­ sítményt, majd időnként ellenőrző mérést végeztek: a hűtővíz forgalmát addig csökkentették, míg a viz fel nem forrt /azt a felforrás-detektor indikálta/, s a mért forgalom-értéket egybevetették a számitottal /lásd B12-2. ábra/. Ezen a módon kívántak meggyőződni arról, hogy 60 MW-on a zóna hűtése bizto­ sítható. A hűtővíz hőmérsékletét a zóna kimenetén a hatóság 104,5 C°-ban maximálta. Március közepóig 47 MW-ig jutottak el, ezután egy leállás következett. Az egyik középső pozícióban - a /6,5/-ösben - ekkor eqy gyorsneutron-detektorok­ kal ellátott fűtőelemet helyeztek el. Л detektorok - kvarctokozásu, hajszál­ vékony nikkel huzalok - a belsd, a besugárzó hengerben voltak, megfelelően kikópzet t alumínium-tartóban. - 1

Április 2 tól a reaktor 32 órán át 40 MW-on, 950 I s primérkörüli hütővizforgalommnl Üzemelt /Lásd U12-3. ábra/. Ekkor az ellenőrző mérés végrehajtása r

52 6 0 0 4 0 3 WTR

E at .-t

0)

ю 05

да

3 I

-

53 60O403 WTR

Ю

Ú.

\

• a

OD

С 3^.

О О О

JC

C r |?t

\

о

iÓ

* " Q.

***•

\

00 O)

\ \

о •» a.

\ \

С

-о > ж:

0) in

«0» а»

О

о о

3

NÍ

meny

<м

8 о

<м

•и

•н •

^

10

^

0.

V •гт—• 0 ) ^

о

о

•-I

10 1 ф W

слп

Uksé 9 cm

о £

rga

10.

о о о

N О

t-

idején

0

^S* ^

о о о0 0

о с -о N (Л й>

о о

f(—

я

+-

3

ain • •

-

•»Г

*

6

а> а> и> и? и и.

N \0 0 II

JC

•id

,ig &

иU o> 0 ^ «M - ~ ^H Ш -H •M «O

-P N

> rH <0 0» U

.. о

3

X)

я

a X

с

с *

8

Munkapo

о о

о 00

о

ц>

о
<я • • (N

о

о

[MW] Aueuj^tsef|d* - d

§

f °A Я

6O04O3 WTR

i

-i—i—i—г

i

T

T-J-

1

•—С—I

' — ' - .'.

20:36 15

Forgalom - csökkentés kezdete

30 -2040 т* чь^ *4m*mm+++**"+ \—I—I—I—|—I—I—|—ь 18:00 19:00 órák

•

*

—

•

20=00

—

\

-

-\ 2100

1—г-

„19:50

45

£ >»

с -a» É a»

60

^

Beállított védelmi szint •

.

.

l

.

B12-3. ábra

i

.

I

i — i — i — I — i — i — i — I — i — u

75

WTR megszaladásának teljesitmény-görbéje [6

érdekében a teljesítményt 30 MW-ra csökkentették, módosították a biztonság­ védelmi rendszeren beállított határértékeket, majd a hütőviz-forgalmát foko­ zatosan 320 Is -re redukálták. A terv szerint a teljesítményt addig kellett volna növelni, mig forrás nem lép fel vagy el nem érik a 45 MW-ot. Első lépésben 37 MW-ig mentek fel /20.34 óra/, majd az automata szabályozó refe­ rencia szintjét 40 MW-ra állították. Kevéssel ezután gyors teljesítmény­ csökkenést észleltek, amit az automata rud - elérvén a véghelyzetét - nem tudott kompenzálni. A teljesítmény 20.36-kor érte el a minimumot, 17 MW-ot, ezután kézi rudhuzással 60 s-es periódust állitottak be és 38 MW-ig futottak fel /20.40/. Ekkor bejelzett a hütöviz aktivitását mérő detektor, majd néhány sugárvédelmi detektor. A teljesítményt 15 MW-ra vették vissza, majd leállí­ tották a reaktort. A nagy sugárzási szintek miatt az épületet ki kellett üri teni. Mint kiderült, a /6,^/ pozícióban utólag elhelyezett fűtőelem olvadt meg. Л b.ileset fel tételezett oka az volt, hogy a tokozás egy helyen elvált az ii/citi.iiiyjqt ól, igy ez a csökkentett hiitűvizforgalomnál meg nem engedett

- 55 600403 DTR 610103 SL-1. mértékben felmelegedett. A 20.36-kor észlelt reaktivitáscsökkenés egyrészt a megolvadt fűtőelem geometriájának a megváltozásával magyarázható, másrészt az Uregeffektussal. Az olvadék által elzárt hütőcsatornában ugyanis a viz felforrt. A helyzetet az is súlyosbította, hogy a /6,5/ pozícióban elhelye­ zett fűtőelem - a szomszédos, részben kiégett és elmérgezödött elemekkel ellentétben - friss volt,és Így ezekhez képest nagyobb mértékben melegedett fel. A hibás fűtőelemből a primer hűtőkörbe jutott összaktivitás kb. 1,85x10 Bq volt, ebből 3x10 Bq radioaktiv gázok, elsősorban Xe és Кг. Az atmoszférába 12 mintegy 9,3xlO Bq aktivitású nemesgázt bocsátottak ki. A balesetnél szemé­ lyi sugárterhelésre nem kertilt sor, a reaktor zóna-szerkezete nem károsodott.

B13. SL-1. [2-9, 37, 43-52] /NRTS, Idaho Falls, Idaho - 1961. január 3./ Előzmények Az Argonne Low Power Reactor, későbbi nevén Stationary Low-Power Plant No 1 /SL-1./, sarkvidéki katonai támaszpontok energiaellátására szánt erőmüvi reaktor prototípusa volt, mely az Idaho-i reaktor-kisérleti telepen üzemelt, ügy tervezték, hogy a légi utón szállított, 3 MW hoteljesitményü reaktort a helyszínen katonai személyzet szereli majd össze. A reaktor három éven át, átrakás nélkül volt hivatva 200 kW elektromos és 400 kW hőteljesitményt szol­ gáltatni. A konstrukció kialakításánál elsőrendű szempont volt az egyszerűség, kompaktság, könnyű kezelhetőség. A reaktor vizforraló tipusu volt, természetes áramlással. Üzemanyaga 93 % dusitásu urán. A fűtőelem lemezes kivitelű volt /B13-1. ábra/, a lemezek anyaga U-Al-Ni ötvö­ zet, Al-Ni tokozással. A hároméves, átrakás nélküli üzemre való tekintettel a zóna töltete 40 fűtőelem volt, ami négyszeres kritikus tömegnek felelt meg. A reaktivitás-tartalék nagy részét kiégő méreggel kötötték le. A mérget ere­ detileg a fűtőelem anyagában diszpergált в formájában kívánták bevinni a renszerbe, de az ezzel kapcsolatos fejlesztő munka elhúzódott, ezért más meg­ oldást választottak: a fűtőelemek tartólemezére 0,6 súly % В -et tartalmazó Al-Ni-csikokat erősítettek fel, ponthegesztéssel. Minden fűtőelem egyik ol­ dalán, teljes hosszúságban volt egy boros lemez. A középső 16 fűtőelem másik oldalán, alul is volt egy félhosszuságu boros lemez /B13-2. ábra/. A teljes hosszúságú lemezek 0,5 g, a félhosszuságuak 0,2 g В -et tartalmaztak, vas­ tagságuk 0,66 ill. 0,53 mm volt; A zónában öt, keresztalaku szabályozó rud volt, amelyek biztonságvédelmi célokat is szolgáltak /B13-3. ábra/. A rudak anyaga kadmium, Al-Ni-tokozással.

- 56

61O103 S L - 1 ,

A-A metszet

0.050 aluminium-urán 0035 aluminium -nikkel tokozás

{:

Boros lemez elhelye­ zése.

B13-1.

ábra

SL-1 f ű t ő e l e m e

(5)

57 6101O3 SL-1.

1

-i

to

D

1—

i i

»

D|

•

Г

S

D

D

—H 1

i

I

i i

i

i i i

1

i

1 i I1

1

1 1

1

1 1

D

1 i i i i

1 1i

.1 Í

i i

-i i • i

'

1 1 1

г -1 1 1 1

1 1 i 1 1

1Í

D

D

•

i

i

1

^^~^^™

—I

, •

i 1"

i i

1 ' >

i

1 i i

i

1 r 1 1

i i

D

a

-

i

1

B13-2. ábra

. \° L_

i

i

•>• I—

i

SL-1 zóna térképe /szaggatott vonal: teljes hosszúságú boros lemez; folytonos vonal: félhosszuságu boros lemez; 0: vízkiszorító elemek; S: neutronforrás/ [6 1

-

58 610103 SL-1.

,1,5 Kadmium / 2,0 Aluminiumntkkel Ponthegesztés

Hegesztés Aluminium­ nikkei A-A metszet Hegesztés

B-B metszet íj»

B13-3. ábra

SL-1 keresztalaku szabályozó rúdja

[5.

Á kadmium-lemez 203 mm-el volt hosszabb, mint a fűtőelemek aktiv hossza, ez a szerelési müveletek alatt is biztosította a zóna lezárt állapotát. A rudak megvezetésére keresztalaku köpeny szolgált. A szabályozó rudakat fogasléc-meghajtással mozgatták /B13-4. ábra/. A fogas­ léc felül menetes orsóban végződött, amelyen egy anyával rögzített alátét volt. Ez utóbbi egy spirálrugó összenyomásával fékezte a rud esését. A meg­ hajtás szétszerelésekor a fogaskerék-rendszert a fogasléc mentén felfelé mozgatva lehetett eltávolítani. A müveleteket az üzemviteli szabályzat rögzí­ tette az alábbiak szerint:

59 610103 SL-1.

Rudhajlás háza /

Anya

itéfJL Ütköző aláté

Meghajló tengely

Fogaskerek tartócsapágy

FT T"

HosszabbHó— rád . .*.

Megfogás

^-Tartály-fedél Vezető hüvely

Л

OD

Bv-rúd—-—Я) ,B13-4. ábra

SL-1 rudhajtás [49;

- a rud emelésére szolgáló célszerszámot felcsavarozzuk a fogasléc menetes részére, a rudat maximum 100 mm magasra megemeljUk, majd egy С alakú kam­ póval a rugóházhoz rögzítjük /B13-5. ábra @ / ; - az orsóról eltávolítjuk a célszerszámot, az anyát és az alátétet; - a célszerszámot visszacsavarozzuk, a kampót kivesszük, a rudat leeresztjük, amig az ütközői fel nem fekszenek a vezető köpenyen /B13-5. ábra ф / , stb Az összeszerelés értelemszerűen fordított sorrendben történt. A rud emelési magasságát semmiféle műszaki megoldás /pl. ütköző/ nem korlátozta. A reaktor függőleges metszete а В13-6. ábrán, az épület metszete pedig a B13-7. ábrán látható. A reaktor és az erőmű főbb berendezései egy 11j5 m átmérőjű, 14,5 m magas hengeres épületben nyertek elhelyezést. Az épület 6,5 mm-es acéllemezből készült, amellyel szemben tömörségi követelményeket nem támasztottak, mivel lakott területtől távoli üzemre tervezték. Az ajtók is normál kivitelűek voltak. A reaktor 1958. augusztus 11-én vált kritikussá ús 1960. december 23-ig 932 MWnap energiát termelt, ami a zóna élettartama 40 %-ának felel meg.

- во -

610103 SL-1.

kampó

4

Rugó felső helyzete terhelés nélkül Hajtó fogaskerék tengely vonala Tartálycsonk magassága

Tartály magassága

(T) RÚda védőköpenyen fekszik fel. d ) Rud a rugón nyugszik(3) Rúd felemelt állapot ban, anya,alátét és sasszeg szerelése alatt Védőköpeny felső szel«

Aktivzóna felső széle Aktivzóna magassága Aktivzóna alsó széle Védőköpeny alsó széle

Tartály fenék

B13-5. ábra

SL-1 rudhelyzetek [49;

Az üzem során a legtöbb problémát a boros alumínium-lemezek okozták, amelyek a ponthegesztések k ö z ö t t i szakaszon deformálódtak /"kihasasodtak"/. A defor­ máció következtében az elemek összeértek és mozgatásuk nagy e r ő f e s z í t é s t i g é n y e l t . A boros lemezek egy része a fűtőelemek v i z s g á l a t c é l j á r a való k i ­ emelése során l e v á l t , e z é r t késSbb a v i z s g á l a t o t b e s z ü n t e t t é k . A felszabadult r e a k t i v i t á s l e k ö t é s é r e kadmium-lemezeket é p i t e t t e be k é t , T-alaku rudköpenybe /B13-2. á b r a / . Az üzem során egyre gyakrabban fordult e l 6 , hogy a szabályozó rudak b e s z o r u l t a k , az Uzemnapló tanúsága s z e r i n t a b a l e s e t e t megelőz?

-

61 610103 SL-1.

щ-

^L

B13-6. ábra

talajsír*

^~7^

SL-1 reaktor függőleges metszete [6] 1 - réteges felső védelem? 2 - beton-védelem; 3 - nehézbeton; 4 - BV-rud;

5 - zóna-szerkezet; 6 7 8 9 10 11

-

nehézbeton; nyomástartó tartály /külső átmérő: 1372 mm/; légrés; tartó henger; BV-rud meghajtó motor; BV-rud meghajtó áttétel.

- 62 61O10J SL-1. két hónapban mintegy 40 esetben. A hiba okát nee tisztázták egyértelauen, egyes szerzők ezt is a boros lemezek deformációjával hozzák összefüqqésbe.

B13-7. ábra

SL-1 épület metszete

A reaktor több hónapos üzem után I960, december 23-án leállt, újraindításit 1961. január 4-re tervezték. Az állási időszakban karbantartási munkákat végeztek, majd január 3-án fluxusmérés céljára 44 db Co-Al-huzalt helyeztek el a zónában. Ennek során leszerelték a rudhajtásokat azért, hogy igy a fedél csőcsonkjain keresztül hozzáférhessenek az aktiv zónához. A sugárzási szintek csökkentése érdekében a reaktortartályt teljesen feltöltötték vizzel. Január 3-án az esti /16-24 h/ műszak feladata a rudhajtások összeszerelése volt, valamint a reaktor előkészítése az indításhoz. A műszakban katonai személyzet dolgozott: egy operátor, egy másodoperátor és egy gyakornok. Eseménynapló 1961. január 3. 21.01 Az SL-1 reaktortól automatikus riasztás érkezik a reaktorkisérleti telep biztonsági ügyeletére. 21.10 Tűzoltók és biztonsági járőrök érkeznek a helyszínre. A riasztás oka még iiem ismeretes, ez lehet magas hőmérséklet, nagy sugárzási szint,

- вз 610103 SL-1.

21.17

21.35

21.36 22.25

22.35

22.48 23.14

repesz becsapódás vagy nyoeáshullás f e l l é p t e a reaktorcsarnokban. Kézi sugárzásaérővel é s légzőkészülékkel f e l s z e r e l v e bejárjak az adminisztrációs épületet, majd a segédberendezések épületét anélkül, hogy tűznek, vagy a személyzetnek nyomára bukkannának. A reaktorcsar­ nokba vezető lépcső alján a sugárzásaérő 25 R/h-nál végkitérésbe •egy, ezért ne* haladnak tovább. Az HTR reaktortól dozimetrikus érkezik a helyszínre. Egy tűzoltóval б i s bejárja a fenti épületeket, a lépcső aljánál б se» jut tovább. Ezután meggyőződnek arról, hogy az SL-1 személyzete nem tartózkodik a t e l e p valamelyik másik épületében, tehát f e l t e h e t ő l e g az SL-1 reak­ tor helységeiben t a l á l h a t ó . Még két dozimetrikus érkezik az MTR-től, védőöltözetben, 50O к/h-ás méréshatáru sugárzásmérőkkel. Egyikük két tűzoltóval felmegy a lépcsőn, amig 200 R/h-ás sugárzási s z i n t e t nem t a l á l , majd visszavonul. A másik dozimetrikus egy tűzoltóval végigmegy a lépcsőn, a lépcső t e t e j é r ő l benéz a csarnokba, i t t rombolás nyomait l á t j a , s é r ü l t e t vagy h o l t ­ t e s t e t nem. A lépcső t e t e j é n 500 R/h dózisteljesítményt mérnek. Értesitik a balesetről a reaktor üzemeltetéséért f e l e l ő s Combustion Engineering Inc. /CEI/ vezető munkatársait. I.osztályú katasztrófa-állapotot hirdetnek ki a reaktor k í s é r l e t i telepen. Idaho F a l l s - b ó l , 65 km távolságból a helyszinté érkeznek üzemelteté­ séért és sugárvédelméért f e l e l ő s CEI-felügyelők. Miután ők i s meg­ győződnek arrül, hogy a személyzet nem hagyta e l az SL-1 reaktort, meg­ kísérlik a mentést. A két felügyelő légzőkészülékkel és 500 R/h-ás kézi sugárzásmérővel felszerelve két percre behatol a reaktorcsarnokba. I t t két embert látnak a földön, közülük az egyik még mozog. Visszavonulnak, majd öten jelennek meg a csarnokban. Megállapítják, hogy az egyik operátor meghalt, a másikat hordágyon l e v i s z i k a lépcsőn é s orvoshoz s z á l l í t j á k . Egy másik csoport f e l d e r í t i a harmadik operátort: a reaktor f e l e t t , a mennyezeten felnyársalva, holtan találnak rá. Az orvos megállapítja a sérült h a l á l á t . A h o l t t e s t e t v i s s z a s z á l l í t j á k az SL-1 telephelyre.

1961. január 4. 0.00-3.00 A mentésben résztvett személyeket dekontaminálják, leolvassák a dózismérőiket és vizelet-mintát vesznek tőlük. Azoknak a sugárterhe­ l é s e , akik a sebesült mentésében résztvettek, 23 és 27 R között van. 6.00 A h o l t t e s t e t kiveszik a mentőautóból, levetkőztetik, majd dekontamlnálásra a kémiai feldolgozó üzembe s z á l l í t j á k . A holttesten mérhető dózisintenzitások 100 é s 400 R/h között vannak. 19.30 Gondos előkészítés után megkezdik a 750 R/h-ás sugárzásban fekvő második h o l t t e s t e l t á v o l í t á s á t . A műveletet dozimetrikus felügyelete

- 64 61010J SI.- 1 stilctt kétfős csoportok végzik, akik percenkéit váltják egyssást. Gamma sugárterhelésük 1 és 13 гея között van. Január S-én este egy hivatásos fényképész, dozimetrikus kíséretében, védő­ ruhával és légzőkészülékkel felszerelve 30 s-ra Megjelenik a reaktorcsarnokban, ahol 500 R/h-és dózisteljesítmények mérhetők. Felvételfkot készit a reaktorról és a harmadik holttestről. Január 9-én, 2.37-kor távol itják el a reaktor épületéből a harmadik holt­ testet. Január lO-e és május 22-e között megvizsgálják a reaktor nukleáris állapotát: megállapítják, hogy a tartályban nincs viz; sugárzási szinteket mér­ nek és fényképfelvételeket készitenek. Л reaktor szétszedése 1961. május 29-én kezdődik és 1962. novemberiig tart. Л megszaladás 4

A reaktorból vizet szivattyúztunk a szennyviz-tartályba, mig a vizszintmtrő

mérési tartományát el nem értUk. A leolvasott vizszint: +5 ft /1524 mm/. Felszereljük az összes rudhajtásokat." /a január 3-i esti műszak bejegyzése az üzemnaplóban/ Mivel a balesetnek nem voltak túlélői, a fenti szűkszavú bejegyzésen kívül semmi közvetlen információ nem állt rendelkezésre a baleset körülményeinek a tisztázására. Az operátorok tevékenységével kapcsolatban ezért feltevések­ re vagyunk utalva. Л megszaladást kiváltó esemény és az azt követő fizikai folyamatok ezzel szemben a helyszín vizsgálata alapján jól rekonstruálhatók. A feltételezés szerint a baleset a középső rudhajtás szerelése közben követ­ kezett be. A reaktorfedélen két fő tartózkodott: az operátor, aki a C-kamp'; elhelyezésére készült és a másodoperátor, aki a rudat emelte. A gyakornok a tartály mellett állva közvetlen közelről figyelte a munkát. A szerelés során a másodoperátor - tisztázatlan körülmények között - a rudat az előirt ÍOO mm helyett hirtelen 508 mm magasra emelte fel, ez.el a reaktor megszaladását idézte elő. Л megszaladással járó gőzfejlődés a zóna feletti vizoszlopot annyira felgyorsította, hogy a fedélnek ütközve a tartályt egészen a mennye­ zetig repítette fel, a rudszárak védőhüvelyeit pedig nagy erővel "belőtte" a mennyezetbe. A tartály mozgásakor az egyik operátor lezuhant, a másikat a 7.5z. rud vedőhüvelye a mennyezetre szegezte, feltehetőleg mindketten azonnal meghaltak. A harmadik személy, súlyos fejsérüléssel még élt. л General Electric által végzett vizsgálatok szerint [6! a baleset időbeni lefutása a következők szerint alakult: -'jOO ms

Megkezdődik a középső rud kihúzása.

-1Ю

Rudhelyzet: 40,6 cm, a reaktor kritikussá válik.

ms

- 65 -

... О ... kb. ... ...

610103 SL-1. Rudhelyzet: 50,8 cm, megszaladás. /2,4+_0,3/ % AK szabadul fel, periódus 3,9+0,5 ms. 4 ms A teljesítmény eléri a maximumát: /1,9+0,4/xlO MW-ot. A középső 16 fűtőelem lemezeinek 5 %-a az elgözölgési hőfokra, 2060 C°-ra melegszik fel. 2 ms A megszaladás befejeződik. A felszabadult összes nukleáris energia /133+10/ MWs*; fém-viz reakcióból származó energia /24+10/ MWs. Az aktiv zóna 20 %-a károsul, a középső 16 elem lemezeinek 50 %-a megolvad; a középső rud a köpennyel együtt kivetődik a zónából. A zónában a gőznyomás 35 bar-ra nő meg, ez a zóna feletti vizoszlopót

34 ms ...

49 ms sebességre gyorsitja fel. A vízoszlop a tartályfedélnek ütközik; a nyomás eléri a 700 bar-t. A nyomás a rudszárak védőhüvelyét 26 ms sebességgel kivető a cső­ csonkokból. A tartály megemelkedik, elnyirja a csatlakozó csöveket. A rudvezető köpenyek behorpadnak; a tartály deformálódik.

160 ms Az első védőhüvely eléri a mennyezetet. A viz 66 %-a, a hasadási ter­ mékek 5-10 %-a elhagyja a tartályt. 80O ms A tartály a mennyezetnek ütközik. A felszabadult energiának 1 %-a ala­ kul át kinetikus energiává. ... A hőszigetelés leszakad a tartályról. 2000-4000 ms A tartály visszaesik a helyére. A megszaladást két konstrukciós hiba tette lehetővé. 1./

Nem teljesült az az alapvető biztonsági követelmény, hogy ha minden rud benn van a zónában, akkor egy rud felhúzásával ne lehessen szuperkriti­ kussá tenni a reaktort.

2.1

A rudhajtások szerelésekor a rudakat kézzel kellett megemelni, az eme­ lési magasságot pedig csak adminisztratív utón korlátozták.

Következmények A baleset következményei az alábbiakban foglalhatók össze: 1./ Halálos áldozatok: Az üzemviteli személyzet két tagja, mint már arról beszámoltunk, a bal­ esetnél olyan súlyosan megsérült, hogy azonnal meghalt, egy fő pedig két órával élte tul a balesetet. A ruházat eltávolítása után a holttesteken 150 mm távolságban 100-400 R/h dózisteljesítményt mértek. A szennyezettség egyrészt a reaktor vizétől, másrészt a testekbe behatolt fütőelem-repeszektől származott, dekontaminálással csak részben volt eltávolítható. A halottakat ezért 3,2 mm-es ólomboritással ellátott koporsóban temették el, dozimetrikus felügyelete mellett. A koporsókat 300 mm vastagságban betonnal öntötték körül, és egy méteres földréteggel iedték le. * Az energia meghatározásával több szerző foglalkozott. A kapott értékek 50 és 300 MWs közé esnek.

- 66 610103 SL-1. 2./

Sugárterhelés: A baleset után a mentésben résztvevő személyzet a reaktorcsarnokban 300-800 R/h-ás dózisteljesítmények mellett tevékenykedett, közvetlen érintkezésbe" került az erősen szennyezett sérülttel és holttestekkel. Ennek során 14 fő kapott 5 R-t meghaladó külső sugárterhelést, amelyet az alábbiakban részletezünk /külső sugárterhelés R-egységekben, zárójel­ ben a pajzsmirigy 131 1-től származó dózisa, rad-ban/: 26 27 25 25 23

/4,2/

21 18 16 15

/1.2/ /0,6/ /1.2/ /5,5/

/0,0/ /2,0/ /0,5/ /0,6/

11 /0,5/ 11 /0,4/ 9 /0,7/ 7,4 /0,6/ 5,9 /0,0/

összehasonlításul megemlítjük, hogy a telep sugárvédelmi szabályzata az alábbiak szerint határozta meg baleset esetén, a mentési munkát véyzö személyzet maximális megengedhető sugárterhelését: - jelentős anyagi kár elhárítása érdekében végzett munkánál - életmentés esetén 3./

25 R 1O0 R.

Kibocsátás: A balesetnél 450O 1 viz szabadult ki a reaktor-tartályból, ez a hasadási termékek 5-Ю %-át tartalmazta, közepes és hosszú felezési idejű izotó­ pokban számolva mintegy 1,8-3,7x10 Bq. Ennek az aktivitásnak csak az alábbi jelentéktelen hányada jutott ki a környezetbe, annak ellenére, hogy a reaktorépület nem készült herme­ tikus kivitelben:

M

131 I 131 90 Sr 137 Cs

11

3.7X10 3X10 3,7xl0 l,8xl0 12

9

10

Bq /az első 16 órában/ Bq /30 nap alatt összesen/ Bq Bq

A reaktor telephelyén 1961. január 7-én mért dózisteljesítmények a B13-8. ábrán, a környezetben 1961. január 4-11. között mért 131 I-aktivitások pedig a B13-9. ábrán láthatók. A növényzetben és levegőben mért értékek közt erős korreláció figyelhető meg. A kedvezőtlen természeti adottságok miatt az érintett területen kevés tejgazdaság volt, télen ezek sem legeltettek. Ezért a jód-kibocsátás ellenére a tejben gyakorlatilag semmi aktivitás nem volt mérhető. 4./

Anyagi kár: A baleset következtében a reaktor súlyosan megrongálódott, az épület el­ szennyeződött, ezért az üzemeltetők a reaktor megszüntetése mellett dön­ töttek. A reaktor telephelye csaknem kétévi munka után, 1962. novemberé­ bon szabadult fr:l.

- 67 610103 S L - 1 .

\

Kb 600 m-re 2 mR/h nól kisebb

Kb 600 m-re 2mR/hndl kisebb

0.210

0200

0.090 Kb 600 m-re 2 mR/h / nál kisebb

О

20 _L_

10 _1_

30 i

m

B13-8. á b r a

/

t e l e p h e l y é n 1 9 6 1 , .ja n u á r 7-én mért Az 3L-1 3 megadva [6 ] b dóz i s t e l j e s i t r a é n y e k , R h - ben - 1

О

15

30

45

60

•

'

'

•

'

km

OD

Т«Ип Falls >17Я W *\fiX\Q'*

6

Bq/cit? Bq/cm

J

^0.48*10-'Bq/cm

•> SxlO'^Bq/cm

3

3

ON M

О

•-

B13-9. ábra

Az SL-1 környezetében 1961. január 4-11. között a növényzetben és a levegőben mért l I-aktivitások [48] 31

О u> ел I

- 69 611212

ETR

B14. ETR-Engineerlng Test Reactor [6, S3) /NRTS, Idaho Falls, Idaho - 1961. december 12./ Az ETR anyagvizsgáló és Izotóptermelő reaktor volt. Névleges hoteljesltménye 175 MW, üzemanyaga 93 %-os dusitásu urán, moderátora és hűtőközege könnyűviz, reflektora berillium. A fűtőelemet 19 db,- 75 súly % aluminiummal ötvö­ zött urán-lemez alkotta, melyek összesen 2,2 g természetes bórt tartalmaz­ tak, mint kiégő mérget. A lemezek mérete 70,5x1,27x946 mm volt, a fűtőelem keresztmetszete 76,6x77,1 mm, aktiv magassága 914 mm. A balesetet megelőző két napon a reaktor állt, az aktiv zónán valamilyen munkát végeztek. A munkánál egy 12,7 mm-es plexilemezből készült u.n. "néző dobozt" helyeztek a viz felületére, mely a fodrosodás okozta optikai torzí­ tásokat csökkentette és ezáltal megkönnyítette a zóna megfigyelését. A doboz háromszög-alaku volt, oldalainak hossza 203 mm, magassága 127 mm. Az ellenőrzési jegyzék előirta a reaktortartály belsejének szemrevételezé­ sét az inditás előtt. A vizsgálatot elvégezték, de idegen tárgyat nem fedez­ tek fel. Az átlátszó plexidobozt a lefelé áramló hütőviz feltehetőleg ekkor már az aktiv zónára szorította. A reaktort december 11-én inditották, 12-én 1.00 órakor a teljesítmény el­ érte a 90 MW-ot 1.45-kor a primérkőri N -aktivitás öniróján egy keskeny csúcsot figyeltek meg. A műszer működése az előző három hónapban megbízha­ tatlan volt, ezért a reaktort nem állították le, csak a teljesítményt csökkentették 70 MW-ra. Két perccel később a teljesítményt ismét 90 MW-ra növelték. A neutrondetektorok ezután nyugtalanul viselkedtek, majd több sugárvédelmi monitor nagy sugárzási szintet jelzett. 1.52-kor ezért a reak­ tort kézzel leállították. Leállás után a zóna egyik negyedében idegen anyagot találtak, mely két vagy hárem fűtőelemet teljesen lefedett. Az anyagról megállapították, hogy akril gyanta, vagyis a plexidoboz maradványa. A plexi-lerakódás a zóna egy részé­ ben csökkentette a hűtőközeg forgalmát, ennek következtében hat fűtőelemnek összesen 16 lemeze kisebb mértékben megolvadt. A neutrondetektoroknál észlelt ingadozások a viz forrásával magyarázhatók. A hibás fűtőelemek és a hulladékok eltávolítása után néhány óráig áramol­ tatták a hűtővizet, majd további hulladékot távolítottak el. December 15-én már ismét 90 MW-on üzemeltek, a primérkörben mért aktivitás azonban kb. egy nagyságrenddel nagyobb volt a szokásosnál. Leállás után a fűtőelemeken textil- és sörtemaradványokat találtak, melyek a tisztitásnál használt rongyoktól és keféktől származtak. A szennyeződés eltávolítása után helyreállt a normál üzemállapot.

- 70 621113 MTR Az eset elkerülhető lett volna, ha a doboz oldallapjait színes anyagból ké­ szítik és a reaktortartályba helyezett tárgyakról pontos nyilvántartást ve­ zetnek.

B15. MTR-Materlals Testing Reactor [6, 64] /NRTS, Idaho Falls, Idaho - 1962. november 13./ Az MTR kutató, anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor volt. Névleges hoteljesitménye 40 MW, üzemanyaga 93,4 % dusitásu urán, moderátora és hűtőközege könnyüviz, reflektora berillium. A fűtőelem 19 db, 18,8 súly % uránnal ötvö­ zött, ivalaku aluminium-lemezből állt. A lemez mérete a 0,38 mm-es Al-tokozással együtt 625,5x71,1x1,27 mm, a fűtőelem keresztmetszete 80,0x76,6 mm, aktiv magassága 625,6 mm /lásd B15. ábra/. 1962. november 2-tól kezdve a reaktor 40 MW-on üzemelt. November 13-án 14.26 órakor az egyik fűtőelemen mért nyomásesés 0,14 bárral csökkent, ami redukált hütőviz-forgalomra utalt. Ezzel egyidejűleg az automata rud 50 mmen belül ingadozni kezdett. 15 s-al később a reaktort az alábbi két vészjel egyike automatikusan leállította: a hütőviz N -aktivitásának a megállapított határérték fölé való emelkedése, vagy az emiitett nyomásesés további /0,28 bar-nál nagyobb mértékű/ csökkenése. A primérkörben mért aktivitás két nagy­ ságrenddel haladta meg a szokásos értéket, bejeleztek az épületben elhelye­ zett sugárvédelmi monitorok is. 14.31-kor az épületet kiüritették. Az épület dozimetriai bejárása során bebizonyosodott, hogy a nagy sugárzási szintek a primer hűtővizet tartalmazó rendszereknél mérhetők. A hütőviz lecserélése után megvizsgálták az aktiv zónát. A J385-ös fűtőelem 40-50 %-át valamilyen fekete anyag fee!te, ami az észlelt forgalom-csökke­ nésre is magyarázatul szolgált. A szomszédos fűtőelemeken is találtak kisebb maradványokat ugyanebből az anyagból. A szennyeződést eltávolitátták, majd több órán át áramoltatták a hűtővizet, de ujabb szennyeződés nem jelentke­ zett. Nem világos, hogy az érintett fűtőelemet vizsgálat céljára miért nem emelték már ekkor ki. Ezután ugy döntöttek, hogy a reaktort szigorú elővigyázatossági intézkedések mellett újra indítják. A teljesítményt 40 MW-ig növelték. A hütőviz-forgalom nem mutatott rendellenességet, de a primárköri aktivitás most is jelentősen megemelkedett. Leállás után kiemelték a J385-ös fűtőelemet. Azt találták, hogy a /konvex-oldalról számított/ 7. lemez kisebb mértékben megolvadt, kb. 235 0,7 g ü veszett el. A károsodás oka: a lemez mindkét oldalán a hütocsatornát idegen anyag zárta el. Az anyagot később azonosították: az egyik tartályfedél tömitésétől származott.

1236

u.a. ötvözet tokozás ( 1100 AI) oldallap (1100 AI) D * részlet

B15. ábra

MTR fűtőelem

ro

3

- 72 6J0701 ORH 66Ю05 F« rmi B16. ORR-Oak Ridge Research Reactor [8, 55] /Oak Ridge, Tennessee - 1963. Julius 1./ Az ORR kutatásra, anyagvizsgálatra és izotópkitermelésre szolgált. Hoteljesitménye 30 MW volt, üzemanyaga 90 % dusitásu urán, moderátora és hűtőközege könnyiiviz, reflektora berillium. A fűtőelem MTR-tipuSu volt. A reaktort egy karbantartási periódus után június 30-án kezdték inditani. A teljesítményt lassan, lépésenként növelték. A szabályzat elöirása szerint indítás előtt és 6 MW-on szemrevételezéssel meg kell győződni arról, hogy az aktiv zónán semmilyen idegen tárgy nincs. A vizsgálatokat elvégezték, do mindent rendben találtak. A teljesítményt azután tovább növelték, 12 MW-nál a nukleáris műszerek kisebb ingadozást mutattak, ezt a szervőrendszer hibá­ jának tulajdonították. Az ingadozás valószínű oka a hütőviz forrása volt az egyik fűtőelemnél. Amikor július 1-én 24 MW-ra emelték a teljesítményt, a fluktuációk amplitúdója jelentősen megnőtt, kevéssel ezután bejeleztek a hütőviz aktivitását mérő monitorok is. A teljesítményt először 21, majd 12 MW-ra csökkentették, végül a reaktort leállították. Az épületen kivül, a hűtőkörhöz tartozó berendezések közelében a teljes teljesítménynél szoká­ sos szintek 10-20-szorosa, 2 R/h volt mérhető, ami 4 óra alatt egy 10-es faktorral csökkent. /Megjegyezzük, hogy з reaktor egy hütőkörös./ Az épiUeten belül, az ioncserélők közelében a szokásos érték százszorosát 20 R/h-t mértek. A becslések szerint a hütővizbe került hasadási termékek aktivitása 13 9 kb. 3,7x10 Bq volt. A környezetbe ebből mindössze 5,5-7,4x10 Bq jód ju­ tott ki, a gáztalanitón keresztül. Az aktiv zónát másnap tekintették meg, miután a hűtővizet lecserélték. Az egyik fűtőelemen ekkor egy neoprén -tömítést találtak, ami elzárta a hütő­ viz útját. A tömités, mint utóbb kiderült, a tartályhoz csatlakozó egyik ferde csőben volt és akkor került a zónára, amikor a fedél lezárása után a hütőköri szivattyúkat beindították. Az érintett fűtőelem /konkáv oldalról számított/ 3. lemeze károsult, mintegy 30-50 l-a olvadt meg, ez 3-5 g uránnak felel meg. A balesetnél számottevő személyi sugárterhelés nem keletkezett, a reaktort a hibás fűtőelem lecserélése után másnap újraindították.

B17. Enrico Fermi-1. [8, 9, 56] /Lagoona Beach, Michigan - 1966. október 5./ A Fermi-1 rendszer folyekony-fém hütésü, gyorsszaporitó reaktorral működő atomerőmű prototípusa volt. Hoteljesitménye 200 MW, nettó villamosteljesitménye 60 MW volt. üzemanyaga 25,6 % dusitásu urán, hűtőközege folyékony nát­ rium. Az aktiv zóna 105 fűtőelem-kötegből épült fel, melyek mindegyike 140

- 73 661005 Fermi fűtőelem-pálcát tartalmazott. A pálcák anyaga 10 súly % molibdénnel ötvözött fém-urán, külső átmérője 3,76 mm, aktiv hossza 774,7 mm. A tokozás anyaga: cirkónium, vastagsága: 0,13 mm. A zónában két szabályozó és nyolc BV rud volt, melyek З.С-t tartalmaztak. A hűtőközeg kilépési hőmérsékletének a mé­ résére 23 kötegnél termoelem volt beépitve Az 196 3. évi első kritikusság után két évig 1 MW-nál alacsonyabb teljesít­ ményen üzemeltek, ezután lassan, lépésenként emelték a teljesítményt. Ennek során 65 MW-on két fűtőelemnél a normálisnál nagyobb, egynél pedig kisebb hőmérsékletet mértek. A három köteget ekkor más pozícióba helyezték át, igy akarták eldönteni, a köteg vagy a termoelem hibája okozza-e az eltérést. Az áthelyezés után 1966. október 5-én újraindultak.. 15.OO órakor 20 MW-on üzemeltek automata üzemmódban, amikor az egyik perió­ dusmérő ingadozni kezdett. A jelenséget, amely már korábban is jelentkezett, a mérőlánc zavarérzékenységével magyarázták, ezért nem tulajdonítottak neki különösebb jelentőséget. Áttértek kézi üzemre, majd amikor az ingadozás elLünt, visszatértek automatára és tovább növelték a teljesítményt. 15.05-kor 27 MW-on az ingadozás ismét jelentkezett. Ekkor észrevették, hogy két szabá­ lyozó rud a normálisnál 75 mm-el magasabbra van felhúzva. Ezen kivül két kötegnél abnormálisan magas, 380 С és 268 C° kimenő hőmérsékletet mértek, a zónára átlagolt érték 316 С volt. 15.09-kor bejeleztek a containment at­ moszférájának aktivitását mérő detektorok. A teljesítményt ezért 31 MW-nál nem növelték tovább, majd 15.20-kor a reaktort leállították. A balesetnél összesen 4 köteg károsodott. Ezek közül kettő - amelyeknél a hűtőközeg-forgalom a névleges érték 3 %-ára csökkent - megolvadt. A harmadik köteg meghajolt, de nem olvadt meg. A negyediknél 7 fütőelem-pálca lezáró kupakja dagadt meg. Utóbbiaknál a forgalom a névleges érték 7, ill. 30 %-ára csökkont. A baleset okát 11 hónappal később sikerült kideríteni. Az aktiv zóna alatt volt egy kúpos idom, amely a belépő hűtőközeg terelésére szolgált. Ezt a kupot - a hatósági előírásnak megfelelően - 6 db, 1 mm-es cirkónium-lemezzel burkolták, amelyeket 3-3 csavar rögzített. Az utólag végzett munkánál nem vették figyelembe a minőségbiztosítási szabályokat. Az áramlás okozta rez­ gések hatására a felfelé áramló hűtőközegben két lemez leszakadt a tartó­ csavarokról és az aktiv zóna alá került. Ez okozta a hűtőközeg forgalmának a lecsökkenését és a zóna károsodását. A környezetbe nem történt radioaktiv kibocsátás, személyi sugárterhelésre sem került sor. Л reaktort négy évvel a baleset után helyezték ismét üzembe.

-

74 -

690121 Lucens B18. Lucens [ 8 , 9 , 5 7 , 58] /Lucens, Vaud, Svájc - 1961. január 21./ A Lucens-i kisérleti atomerőmű hoteljesitménye 30 MW, nettó villamos telje­ sítménye 7,6 MW volt. Az erőmű 50 m mélyen a föld alatt, három barlangban létesült. A vezénylő és néhány segédépület a föld felszínén nyert elhelye­ zést. A reaktor üzemanyaga 0,96 % dusitásu urán, hűtőközege szén-dioxid, moderátora nehézvíz. A fütőelem-pálca 0,1 % krómmal ötvözött fém-urán, átmérője 17 mm, hossza 650 mm. Burkolata hosszanti bordákkal ellátott 0,6 % Zr-Mg ötvözet. Egy köteg 7x4 pálcát tartalmaz, melyek egy grafit-oszlopban vannak elhelyezve /B18-1. és B18-2 ábra/. Az egész egy alul zárt, nyomástartó Zircaloy-csőbe van be­ szerelve, amely a moderátor-tartály aluminium kalandriз-csövébe nyúlik be. A két cső közti teret kisnyomású /kb. 1 bar/ CO- tölti ki. A hűtőközeg 60 bar nyomással és 220 С hőmérséklettel lép be a nyomástartó csőbe, végig­ halad a grafitoszlop külső felülete mentén, majd annak alsó részén bejut a hét párhuzamos hütőcsatornába, innen felül lép ki 385 С -os hőmérséklettel /reentrant - visszatérő - hűtés/. A zónában 37 köteg és 14 szabályozó rud elhelyezésére van lehetőség. A mode­ rátor-tartály ötvözött alumíniumból készült, átmérője 3 m, magassága 3 m, maximális nyomás 1,8 bar /absz./, maximális hőmérséklet: 60 С . Л tartály túlnyomás elleni védelmére a fedélen elhelyezett 5 db hasadó tárcsa szolgál. A balesetet megelőzően a reaktor 70 napig 100 %-os teljesitményszinten üze­ melt, ezután egy három hónapos karbantartási időszak következett /1968. ok­ tóber - 1969. január/. A prlmérköri hűtőventillátorokkal kapcsolatban szer­ zett üzemi tapasztalatok kedvezőtlenek voltak: a tengelyek tömszelencéjénél használt vizzárból viz került a hűtőgázba. A leállási időszakban ezért a ventillátorokat javításnak, majd próbaüzemnek vetették alá. Ennek során mint később kiderült - legalább 50 1 viz került a hűtőgázba, sokkal több, mint feltételezték. A köteg hütőcsatornáiba bekerült viz mindaddig bennmaradt, amig azt a hűtő­ gáz által létesített nyomáskülönbség el nem távolította. Nagyobb vízmennyi­ ség esetén a hütőcsatornákban fellépő hidrosztatikus nyomás olyan nagy volt, hogy a viz nem tudott eltávozni. Ilyen esetben a fűtőelemek burkolata korrodeálni kezdett és a korroóziós termékek leülepedtek a hütőcsatorna alján. A szóbanforgó napon a reaktort reggel indították, majd lassan növelték a teljesítményt. 17.14-kor 12 MW-nál tartottak, amikor az 59-es köteg középső fűtőelemének tokozása a "korróziós gyűrűnél" az olvadáspontjáig, 640 C°-ig melegedett fel. A tulmelegedéshez az is hozzájárult, hogy a hütőcsatorna keresztmetszetét a korróziós termékek jelentősen lecsökkentették. A megol­ vadt anyag végigfolyt a hütőcsatornán, majd megszilárdult és teljesen

-

75 -

690121 Lucens

Felsó acél végdarab

Grafit oszlop

Fűtőelem

Műtöcsatorna

Zircaloy feszitó rúd

Zircaloy nyomás tartó cso

Alsó grafit végdarabok

B18-1. ábra

Lucens-i reaktor fütökötwge [58]

- 76 690121 Lucens

Grafit oszlop Zircaloy nyo; mástartó cso Zircaloy feszi tő rúd Kalandriacső (aluminium) B18-2. ábra

Uránrúd Mg.tokozás Alacsony nyomású CO2 Moderator {D 0) 2

Lucens-i reaktor fütőkötegének metszete [58]

elzárta a csatornát. /A hűtőközeg forgalmát minden egyes kötegnél mérték, a hét párhuzamos csatorna közUl egynek a dugulását azonban nem tudták indi­ kálni, mivel az a köteg teljes forgalmában mindössze 2 %-os csökkenést eredményezett./ A hűtés nélkül maradt uránrud kb, 2,5 perc alatt a zóna középmagasságában elérte olvadáspontját, И З О С -ot. Az olvadás lassan az egész uránrudra át­ terjedt,és a hütőcsatorna alsó részén urán- és magnézium-olvadék gyűlt össze. Ezután a szomszédos fűtőelemek tokozása is olvadásnak indult, majd kb. 17.20kor az egyik uránrud meggyulladt /öngyulladási hőmérséklet: 960 és 1040 C° között van/. Az urán égése kapcsán a hűtőközegbe került hasadási termékek a reaktor vészleállitását váltották ki.

- 77 690121 Lucens A köteg grafit-oszlopa, amelyet az ég5 urán aszimmetrikusan melegített fel, meghajolt és felfeküdt a nyomástartó cső belső felületére. Az érintkezési pontokban a cső felmelegedett és 50 bar túlnyomás határása felrepedt /repedési hőmérséklet: 700 és 80O С között/. A zóna félmagassága fölött bekö­ vetkezett repedés a nehézviztartály kalandria-csövét is átszakította. Ezzel egyidejűleg a fellépő nyomáskülönbség összetörte a grafit-oszlopot. A grafités urán-törmelék egy része a moderátor-tartályba repült. Az urán és magné­ zium égése folytatódott, az egész kötegre átterjedt, mig a behatoló nehézvíz el nem oltotta a tüzet. A keletkezett nyilason keresztül a nagynyomású hűtőgáz bejutott a moderátor­ tartályba. A kalandria-csövek behorpadtak, mig végül 8 bar túlnyomásnál az egyik hasadó tárcsa felrepedt. A nagynyomású hűtőgáz ekkor mintegy 1100 kg D 0-t lövellt ki a tartályból. 2

Az 59-es köteg alján összegyűlt urán- és magnézium-olvadék a Zircaloy-cső falát annyira felmelegítette, hogy az alul két helyen átlyukadt, majd az olvadék a túlnyomás hatására a moderátor-tartályba folyt át. Itt kb. 2 kg finoman diszpergált magnézium kémiai reakcióba lépett a nehézvízzel. A reak­ ció deutérium-gáz és hőfelszabadulásával járt, ami a tartályban a nyomást rövid idő alatt 16-25 bar-ra növelte meg. Ekkor a BV rudak megerősített kalandria-csövei is behorpadtak és a többi négy hasadó tárcsa is felrepedt. Ujabb adag nehézvíz hagyta el a tartályt. A baleset során összesen 7400 kg nehézvíz /a teljes mennyiségnek kb. egyharmada/ távozott a moderátor-tartály­ ból. 12 A baleset következtében 3,7x10 Bq aktivitású tricium-gáz, valamint 40 kg uránból felszabadult hasadási gázok kerültek ki a környezetbe. A kibocsátás következtében a lakosságot számotteve sugárterhelés nem érte. A baleset fentiekben ismertetett lefolyását többéves, minden részletre ki­ terjedő vizsgálat alapján rekonstruálták. A vizsgálóbizottság a végleges beszámolójelentést 10 évvel a baleset után tette közzé. E szerint a balese­ tet több, egymástól független tényező kombinációja okozta. A történtek egy­ értelműen bebizonyították a reentrant /visszatérő/ rendszerű hűtés és a pár­ huzamos hütőcsatornákkal ellátott kötegkonstrukció előnytelenségét. Utóbbi nagymértékben hozzájárult ahhoz, hogy nem tudták idejében detektálni a rend­ ellenességet. A baleset következtében a reaktor zónája olyan súlyosan károsodott, hogy a létesítményt megszüntették.

- 78 700515 LAIBWR 69Ю1? Laurent 1 Bl9. LACBWR - La Crosse Boiling Kater Reactor [8. 59] /Genoa, Vernon County, Wisconsin - 1970. ú j u s 15./ A La Crosse atomerőmű hoteljesitménye 165 НИ, nettó villamosteljesitnónye 52 MW, reaktora vizforraló tipusu. Az üzemzavar előtt a reaktor 60 %-os teljesitményszinten üzemelt, amikor a megkerülő szelep a turbina fő-gőzvezetékében - a Működtető hidraulika meghi­ básodása következtében - bezárt. A hibát rövid idő alatt nem sikerült ki­ küszöbölni, igy az operátor megkezdte a reaktor lassú leállítását. A rudak behúzása alatt a zárt megkerülő szelep miatt a túlnyomás 4 bar-al megnőtt, egészen 88 bar-ig, az operátor ezért működtette a vészleállitást. A leállás után a vízszint 20O mm-el megemelkedett, mert a tápvizadagolás meghaladta a gőzfejlödés mértékét. A nyomás gyorsan csökkent és az operátor a vizszintszabályozó rendszert kézi vezérlésre kapcsolta át. Feladata a keletkező gőz kibocsátása, valamint a vízszint és nyomás szabályozása volt a reaktor lehűtése alatt. A turbina fő-gőzvezeték megkerülő szelepe azonban - a hidraulika hibája miatt - többször kinyitott, a nyomáscsökkenés okozta gyors gőzfejlődés vízszint csökkenést eredményezett. A tápszivattyú alacsony szivóoldali nyomás miatt többször leállt. így 10 perccel a leállás után а 2 Ю 8 mm magas zónából 686 mm viz nélkül maradt. A normál üzemi viszonyokat 20 porc múlva, a megkerülő szelep kézi zárásával tudták helyreállítani. Az üzemzavar során fűtőelemek nem károsodtak. A hibák kijavítása után a reaktort két nap múlva újraindították.

1.3

Atomerőmüvek

Cl. Saint Laurent-1 EDF-4 [8, 9, 60) /Saint Laurent des Eaux, Loir et Cher; Franciaország - 1969. október 17./ A St. Laurent-1 atomerőmű hőteljesitménye 1652 MW, netto villamos teljesít­ ménye 487 MW. A reaktor üzemanyaga természetes urán, moderátora grafit, hű­ tőközege szén-dioxid. A reaktor és a gőzfejlesztő előfeszített beton-tartály­ ban foglalt helyet, melynek belső átmérője 19 m, magassága 36,2 m. A tartály belső felületét 25 mm vastagságban vizzel hűtött acél-boritás fedi, ami a gáztömörséget biztosltja. Fzen belül hőszigetelő réteg található /lásd Cl. ábra/. Az aktiv zónát egy 14,2 m átmérőjű, 9 m magas grafit henger foglalja magában, amelyben 3264 db, 140 mm átmérőjű fűtőelem-csatorna található. Egy csatorná­ ban 15 fűtőelem van rcjymás fölött elhelyezve, legalul pediq egy grafit-per­ sely. Л fűtőelem 43 mm külső- és 23 mm belső átmérőjű cső, anyaga 1 % molibdénnel ötvözött urán, tokozása magnézium-cirkónium ötvözet. Az aktiv zónát

- 79 691017 Laurent 1

+

ШэFŰTŐELEM

28.500

Előfeszített beton AWivaóna

_ Hócsereló

Ventillátor

Cl. ábra

S t . Laurent-1 reaktor

raetizete

- 80 691017 Laurent 1 rácsszerkezet tartja, mely egyben biológiai védelemként is szolgál a gőz­ fejlesztőnél végzett munkáknál. A kiégett fűtőelemek üzem alatti átrakására, a fűtőelem-csatornák, szabá­ lyozó rudak szerelvényeinek karbantartására £üámitógépvezérlésü átrakógép szolgál. Л gépnek 24 rekesze van, melyek mindegyike 5 fűtő- vagy abszorbens elem befogadására alkalmas. Kiégett fűtőelemekből a gépben összesen 45 tárol­ ható. Л gép számára az utasitást lyukszalagon adják meg, melynek helyességét felhasználás előtt kinyomtatással ellenőrzik. Hibás utasitás esetén a gép automatikusan leáll. Kézi vezérlésre is van lehetőség, az operátor ezen a módon tetszésszerinti rekesz tartalmát átrakhatja a zónába. A baleset napján az éjszakai műszakban a reaktor 1350 MW hoteljesitményen üzemelt, eközben folyt az átrakás is. Az átrakógép, automata üzemben, egy üres fűtőelem-csatornába 10 fűtőelemet rakott be, azaz két rekesz készletét. A harmadik rekesznél azonban, ahonnan a program szerint ki kellett volna rakni, leállt. Az operátor ekkor megpróbálta ujrainditani, majd amikor ez nem ment, egy ujabb rekeszhez, a negyedikhez irányította. A gép innen négy elemet átrakott, de az ötödiknél "tévedés"-t jelzett és ezt az elemet több­ szöri újraindításra sem rakta át. Az operátor ekkor anélkül, hogy a hiba okát felderitette volna, kézi üzembe kapcsolt és átrakta az 5. elemet is. Néhány perccel később a csatornához tartozó detektor fűtőelem-meghibásodást jelzett és kioldotta a reaktor vészleállitását. Ezzel egyidejűleg bejelezt.ek a tartályban elhelyezett többi sugárzásmérők is. Nyilvánvalóvá vált, hogy fűtőelem-olvadás történt. Kiderült, hogy a negyedik rekeszben nem fűtőelemek voltak, hanem 4 db acélbetétes grafitpersely, amelyeket a fluxuseloszlás egyenletesebbé tétele ér­ dekében használtak. Az a bizonyos ötödik elem, amelynél a gép "tévedés"-t jelzett, egy 20 mm-es furattal ellátott grafitpersely volt, amelyet abszorbens-csatornákban alkalmaztak, a hűtőközeg-forgalom /a névleges érték 2? tára való/ korlátozása végett. Az érintett csatorna elemei az alábbiak szerint károsodtak /megjegyezzük, hogy az aktiv zónában a hűtőközeg felülről-lefelé áramlik/: legfelül, az /alulról számított/ 11-15-ös pozíciókban grafit- és abszorbenselemek voltak, ezek nem melegedtek tul. A 7-10-es fűtőelemek sem károsodtak. A 6. fűtőelem magnézium-tokozása kisebb mértékben megolvadt. Az 1-5 fütőelomek teljeser. megolvadtak, a 3-5 pozíciókban csak a fűtőelemet tartó grafit­ perselyek és rozsdamentes acél-huzalok, az 1-2 poziciókban pedig csak a grafitperselyek maradtak meg. Az öt fűtőelemben összesen kb. 50 kg urán olvadt meg, aminek nagy része a zónatartó rácsszerkezetre került. A vizsgálat megállapítása szerint az első hibát az a mérnök követte el, aki ŰZ átrakás előtt a gép programját ellenőrizte,és nem vette észre, hogy a harmadik rekesz, ahova a gépet átrakás céljából irányitják, üres.

- 81 69Ю17 Laurent 1 70060 ) Dresden-2 r

Az átrakógép operátora az üres harmadik rekesztől a negyedikhez irányította a gépet, anélkül, hogy meggyőződött volna arról, hogy abban fűtőelemek van­ nak. Л hibát még tetézte azzal, hogy amikor a gép többször egymás után té­ vedést jelzett, kézi vezérlésre áttérve folytatta az átrakást. A reaktortartály dekontaminálása, a károk kijavitása több hónapot vett igény­ be. Ennek során a munkát ugy szervezték, hogy a személyzet sugárterhelése ne haladja meg a megengedett mértéket. Ebből a szempontbői szerencsésnek mondható az a körülmény, hogy a megolvadt fűtőelemek kiégési szintje csekély, mindössze 0,2 MWnap/t volt. A munkát rendkivül körülményessé tette az a tény, hogy a reaktor tervezésénél egy esetleges fűtőelem-olvadás következményeinek a felszámolásával nem számoltak. A reaktort a baleset után egy évvel inditották újra, miután a szükséges konstrukciós módosításokat is végrehajtották. A baleset során a környezetbe radioaktiv kibocsátás nem történt.

C2. Dresden-2 [8, 61] /Grundy County, Illinois - 1970. június 5./ Л Dresden-2 atomerőmű hoteljesitménye 2255 MW, netto villamos teljesítménye 715 MW, reaktora vizforraló tipusu. 1970. június 5-én a reaktor próbaüzemeltetése folyt 75 %-os teljesitményszinten, amikor 21.18-kor /"0" időpont/ bekövetkezett az üzemzavart kiváltó esemény: a vezérlő hidraulika valamilyen zavarjel hatására kinyitotta a turbina gőzvezetékének megkerülő szelepeit. Kevéssel ezután a turbina leállt, ami a reaktor vészleállitását is maga után vonta. A leállás után a nyomás csökkenni kezdett a reaktortartályban, ami fokozott párolgást és vízszintcsökkenést okozott. Utóbbihoz az is hozzájárult, hogy a tápszivattyúk a szivójldali. nyomás ingadozása mi.itt többször leálltak. Ekkor /33 s/ az üzem­ zavart kiváltó megkerülő szelepek, valamint a fogőzvezeték leválasztó szele­ pei bezártak /előbbit a zavarjel eltűnése, utóbbit a nyomáscsökkenés vál­ totta ki/. Л tartály vizszintje ezután folyamatosan emelkedni kezdett /50 s/, ami :'••': ,i/. operátornak nem volt tudomása, mivel a vizszint-öniró alsó helyzetben beragadt. Л tápszivattyúk kézi vezérlésére áttérve ezért tovább adagolta -•i vizet a tartályba. Amikor észrevette a vizszintmérő hibáját /1 min 30 s /, lecsökkentette a tápszivattyúk forgalmát, de azt a szelepek szivárgása miatt zérusra csökkenteni nem tudta. Л reaktortartályban a viz a normális szint fölé emelkedett, ami a maradék hőfcjlődéssel együtt - zárt szelepek mellett gyors nyomás-emelkedéshez vezetett.

700^05 Dresden-2 720901 Millstono-] Az operator különböző módokon próbálta csökkenteni a nyomást, de sikertele­ nül. Végül, amikor a túlnyomás már 72,4 bar volt /3 mir. 45 s/, egy szelep nyitásával gőzt és vizet bocsátott ki a nyomáscsökkentő tartályba, így sikerült a kivánt hatást elérnie. Ezzel egyide ji.\eg azonban egy kellemetlen jelenség is fellépett: a nyomáscsökkentő szelep mellett elhelyezett bizton­ sági szelepek a gyors áramlás okozta rezgések miatt részbe.i kinyíltak s a hermetikus térbe gőzt és vizet juttattak. Ez ott a hőmérséklet és
Amikor a hermetikus térben a nyom. t elérte az 1,3 bar-t, az operátor a tar­ talék gázszűrőn ós a kéményen keresztül az atmoszférába eresztette ki a túl­ nyomást. Ennek során a környezetbe számottevő radioaktiv kibocsátás r.em történt. Két órával az üzemzavar kezdete után tíikerült különböző intézkedésekkel a rendszer normális állapotát helyreállítani. Az üzemzavar során a herr.etikus tér elszennyeződött, károsodtak az ott ta­ lálható berendezések, igy pl. a detektor- és vezérlő kábelek, elektromos átvezetések, ventillátor-motorok, hőszigetelés, stb. A reaktort két hónap múlva helyezték ismét üzembe, miután kijavították a hibás berendezésekot és kisebb módositásokat hajtottak végre a müszerezésbr-n és az üzemviteli szabályzatban.

C3. Millstone-1 _[8_,_6_2J /Waterford, Connecticut - 1У72. szeptember 1./ A Miilstone-1 atomerőmű hoteljesitménye 2011 №W, nettó villamos teljesít­ ménye 652 MW. Heak':ora vizforraló tipubu, az itt keletkező gőz - szokásos módon - közvetlenül kerül a turbinára, majd a kondenzátorra, t':.óbbit a/. Atlanti Óceánból nyert tengervíz hűti, a lekondenzált gez ioncserélőn át jut vissza a reaktorba. 1972. szeptember l-':n, rutin indítás közben /0,1 %-os teljesitménys. inten/ meghibásodott az egyik ioncserélő. Az operát >: ekkor átkapcsolt másik egy­ ségre, de egy félóra múlva kiderült, ez ssm működik zavartalanul. Ezután megkezdte a reaktor lassú leáliitását, vájd air'kor a primőrkor klorid-tar­ talma jelentősen megnőtt, működtette a vészleállitásf. A vizsgálat ..iegál lapított a, hogy a kondenzátor-~sövek Korróziója miatt tengervíz került a prlmórkörbe. Л vízbetörés következtében a legnagyobb kárt i lokális teljesitménytnoni*orok szenvedtek, amelyekből a zónába beépí­ tett mind а 120 db meghibásodott.

731107 Vermont Y 7312Ю Surry-2 Az aluminiumtartalmu sárgaréz-csöveket a kondenzátorban a tengervízzel szem­ ben ellenállóbb réz-nikkel csövekre cserélték. A reaktort a keletkezett károk kijavítása után újraindították. Az eset kapcsán nem történt radioaktiv ki­ bocsátás a környezetbe.

C4. Vermont Yankee Г8] /Vernon, Vermont - 1973. november 7.' Л Vermont Yankee atomerőmű teljesitménye 1597 MW, nettó villamos teljesít­ ménye 514 MW, reaktora vizforialó t.lpusu. 1973. november 7-én az .'trakás utáni ellenőrző vizsgálatok folytak, a reak­ torfedél le volt szerelve. Egyidőben végezték az aktiv zóna felülvizsgálatát és a szabályozó rudak sebességének az ellenőrzését. Ennek kapcsán az irányitó rendszerben bénították azt a reteszelést, amely két vagy több szabályozó rud egyidejű felhúzását tiltotta le. Az egyik rudat a mérés befejezése után, felhúzott állapotban felejtették, majd megkezdték a szomszédos rud felhúzá­ sát. Az operátor ekkor gyors teljesítmény-növekedést észlelt, ezért azonnal behúzta a rudat. Ezzel egyidejűleg működésbe lépett a reaktor vészleállitása is. Az eset kapcsán a teljesítmény jelentéktelen mértékben nőtt meg, a személy­ zet nem szenvedett sugárterhelést és a berendezés nem károsodott.

C5. Surry-2 [8, 63] /Gravel Neck, Surry County, Virginia - 1973. december 10./ A Surry-2 atomerőmű hőteljesitménye 2546 MW, nettó villamos teljesítmény 812 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. A személyzet a containment belsejébe, ahol depressziót tartanak fenn, lég­ zsilipen keresztül juthat be. A zsilip belső ajtaján egy 460 mm átmérőjű buvónyilás szolgál vészkijáratként. Л reaktor 84 %-os tel.jesitményszinten üzemelt, amikor a containment nyomásá­ nak emelkedéséről érkeztek jelzések. A 0,64 bar normális értékhez képest először 0,007 bar, majd egy órával később O,016 bar volt, a növekedés és a nyomás tovább nőtt. Az operátor ekkor a reaktor lassú leállítását kezdte meg, majd 44 %-os teljesítménynél működtette a vészleállitást. Az operátor az első jelzések beérkezése után kiküldött egy mechanikust a légzsiliphez, a feltételezett szivárgás megszüntetése végett. Amikor a nyo­ más tovább emelkedett, még krt mechanikust küldött ki, akik a zsilip külső ajtaját és a buvónyilást nyitva találták. Feltételezték, hogy társuk a

- 84 731210 Surry-2 740820 Beznau-1 contaimentben dolgozik, és az ajtót nyitva felejtette. Az ajtót ezért bezárták és vártak. Kb. félóra múlva észrevették, hogy a mechanikus a vészkijáraton át bemászik a szi ip-kamrába. A kamra ajtaját csak a containment lelevegözése után tudták kinyitni, mivel a mechanikusnak nem volt ereje a buvónyilás zárá­ sára és a nyomás kiegyenlítésére. Mint kiderült, a mur.kás a zsilipkamra külső ajtaját nyitva hagyva éppen a buvónyilás szivárgását vizsgálta, amikor annak fedele, ismeretlen okból lere­ pült. A beáramló levegő a munkást a contaiment belsejébe repitette mintegy 6 m-re, r.'ig aztán egy darunak Ütközött. A munkást súlyos sérülésekkel szállí­ tották kórházban, ahonnan végül gyógyultan távozott. A baleset után a buvónyilás zárszerkezetét módosították.

C6. Bezr.au-1 [8] /Beznau; Svájc - 1974. augusztus 20./ A BEznau-1 atomerőmű hoteljesitménye 1130 MW, nettó villamos teljesítménye J50 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. Térfogatkiegyenlitőjéhez két nyomás­ csökkentő vezeték csatlakozik, mindegyikbe egy nyomáscsökkentő és egy szaka­ szoló szelep van beépitve. Az üzemzavar akkor következett be, amikor az erőmű teljes teljesítményen üzemelt és az egyik turbina - a külső elektromos hálózat zavara miatt - leállt /"O" időpont/. A megkerülő szelep, amely a kondenzátorhoz csatlakozik, hibás volt, zárva maradt, ezért a nyomás a szekunder majd a primer körben emelkedni kezdett, mig végűi a térfogatkiegyenlitő mindjét nyomáscsökkentő szelepe kinyitott. Az egyik szplep rövid idő múlva bezárt, a másik azonban nyitva maradt, igy a primérköri nyomás addig csökkent, mig a reaktor vészleállitása működésbe nem lépett. Ezzel egyidejűleg a második turbina is leállt /1 perc/. Л primérköri nyomás közben a telítési értékre csökkent és a viz fe'forrt, a beragadt szelepen kereszttü kétfázisú áramlás indult meg a bubcrékoltató tartály felé. Az operátor ekkor vette észre, hogy a nyomáscsökkentő szelep beragadt, ezért zárta a hozzátartozó szakaszoló szelepet /3 perc/. Eddigre a buborékoltató tartály nyomása olyan mértékben megnőtt, hogv a hasadó tár­ csa felrepedt és azon keresztül viz folyt ki a containmentbe. Az üzemzavari zónahütő rendszer nagynyomású szivattyúi automatikusan beindultak, ezeket később leállították /12 perc/. Ezután megkezdték a reaktor hideg, lezárt állapotba hozását. Л nyitva maradt nyomáscsökkentő szelepről kiderült, hogy leszakadt a veze­ tékről. Az esetet а ТМ1-2 baleset egyik előfutárának szokták tekinteni.

- 85 750322 Browns F-I С7 ._Drowns Ferry-1 [8, 641 /Decatur, Л1аЬата - 1975. március 22./ Л Browns Ferry erőmű hőte)jesitménye blokkonként 3293 MW, nettó villamos tel­ jesítménye 1065 MW, a reaktorok vizforraló tipusuak. A balf-set idején az 1. ós 2. blokk üzemelt, a 3. blokk épités alatt volt. Л reaktor, a vezénylő és a kábelrendező elhelyezése а С7-1. 4brári látható. Л kábelrendezőből a kábelek poliuretán-habbal tömitett átvezetéseken keresz­ tül jutnak a reaktor-épület belsejébe /lásd C7-2. ábra/, ahol depressziót tartanak fenn. A tömitő anyaqot, valamint a kábeleket mindkét oldalon 30 cm hosszban 3-6 mm vastagságú éghetetlen bevonattal látták el. Azon a helyen, ahol később tüz lett, ujabb kábeleket vezettek át, ennek során a tömítést ki­ fúrták .és itt a poliurötán-hab bovonat nélkül maradt. Az 1. blokk reaktor-épületének a szivárgása meghaladta a megengedett mérteket, őzért elkezdték a kábelatvezetések tömörségvizsgálatát. A szivárgások indiká­ lására gyertyát használtak: a láng elmozdulása jój^ látható módon jelezte a légáramlatot a rosszul megvilágított átvezetésekben. A módszer egyébként erő­ müvekben koí.denzátor-szivárgás vizsgálatára általánosan elterjedt.

r'-'-'-i:r'~l-:-J C7-1.

ábra

Browns F i r - v orötnü m e t s z e t e

lir^i J64

86 750322 Browns F-I КЫ22 m Kabel rend>Reaktor csarnok zG » > - 7 - beton'" A .". * Foliuretánhab V>. *:•!"*"/ ?:*Haboufni tömítés -^^*i^>*-*-•?Jг*^ -

r- y^ i

.légáram C7-2. ábra

Tuzalto bur­ kolat

tálca Oldalnézet

Browns Ferry erőmű kábel átvezetése /egyszerüsitett, nem léptékhelyes ábra/ |64|

Kábelek

ЛУА.У.^га*&*^Ж Talcak Elölnézet

A baleset napján egy munkás az egyik átvezetőnél 50-100 mm-es nyilast talált, a fal síkjától 0,5 m-es mélységben. A nyilast a nehezen hozzáférhető helyon két poliuretán-lemezzel tömitette el. Utóbb kiderült, hogy ez az anyag sokkal gyúlékonyabb volt, mint az eredetileg alkalmazott tömítőanyag. Ezután megismé­ telte a szivárgás-vizsgálatot, de a helyzet nem változott: a gyertya lángja a befelé áramló levegőben most is vizszintés helyzetet vett fel. Az utólag behelyezett tömités a lángtól meggyulladt /12.20 h/. A munkás.a tüzet először zseblámpával, ronggyal próbálta elfojtani, majd C0 -nel és poroltóval kísérletezett, de sikertelenül. A tűz az erős légáram­ ban egyre jobban terjedt. Ekkor értesítették az operátort, hogy a kábelrende­ zőben tüz van. 2

Kzután kiürítették a kábelrendezőt és a beépített C 0 tűzoltó rendszert kí­ vánták működtetni. Ez csak 12.40-kor sikerült, mivel a kábelrendezőben vég/.ett munkáknál - a személyzet biztonsága érdekében - a tűzoltó rendszer működését többszörösen lebénították. A C 0 rendszert ezután még kétszer működtették. 2

2

13.40-kor megérkeztek a tűzoltók és javasolták a vizzel oltást Az erőmű vezetői a javaslatot elvetették, mert attól tartottak, hogy a viz rövidzárla­ tot okozhat és e/által megnehezíti a reaktor leállítását és hűtését. A kábel­ rendezőben végül 16.2()-kor sikeri.lt elrltani a tüzet CO,-vei és poroltókkal. i

A tüz ezalatt з légárammal átterjedt a reaktor-épület belsejébe is. A kánt. lek itt a második emeleti padlószint fölött 6 m-es magasságban voltak, ezért az oltáshoz létrára volt szükség. Először poroltókat használtak, később co.,-t. Л szellőzés l2.4S-től 16.00-íg nem működött, emiatt légzők^szüléket kellett használni. Л füst miatt ,. látási viszonyok jelentősen leromlottak. 18.OO órrtkor a tűzoltók megismételték a vizzel-oltásra tett javaslatot, amely­ hez 19.00 órakor a vezetőség hozzájárult. így a tüzet 19.45-re sikerült eloltani

87 750322 Browns F-I Л vezénylőhelyiségben, amely a két blokkra nézve közös, az operátorok ezalatt a reaktorok leállítása és Kábel-tálcák megfelelő hűtése érdekében tevékeny­ kedtek. 20 perccel a tüz kitörése ' ,-B után az 1. blokk néhány rendezésénél г ' rendellenességeket észleltek, ezért В az operátor 12.51-kor leállitotta Kärok kiter­ jedése a reaktort. 13.00-kor a főgözvezeték lf—K).2cm А szakaszoló szerepe automatikusan be­ J sz. tál­ zárt, igy a raaradék-hőfejlődésből ca e=—' származó gőzt nem lehetttt a konden­ A-A metszet 46cm zátorhoz vezetni. Megszűnt ezenkívül a tápszivattyúk gőzellátása is, ezál­ B-B metszet tal annak a lehetősége, hogy nagy­ -Karok kiterjedése nyomású hűtővizet juttassanak a zó­ Kábel-™ Reaktor nába. A feszültségkiesések miatt az csarnok rendező üzemzavari zónahütő rendszer is mű­ ködésképtelen volt. Egyedül a konC7-3. ábra A tűzvész okozta károk kiterjedése Browns Ferrydenzátum-segédszivattyuk álltak nél [64] rendelkezésre- ве ezek működéséhez 24 bar-nál alacsonyabb nyomásra volt szükség. A nyomást ezért 20 perc alatt 74 bar-ról 18 bar-ra csökkentették le, a nyomáscsökkentő szelepek kézi vezérlésével. Ezután a reaktor vizét a kondenzátum-segédszivattyukkal tartották megfelelő szjnten. 91m

у

V

1ST'

Ezalatt a reaktor vízszintje a normálishoz képest 3,8 m-t es^tt, de még igy is 1,2 m-el az aktiv zóna felső széle felett maradt. A szivattyúk beindulása vitán helyreállt a normális vizszint. 18.00 órakor a nyomáscsökkentő szelepek kézi vezérlő áramköre müködésképte- • lenné vált, a szelepek bezártak, a nyomás nőni kezdett. 24 bar-nál a kondenzáturo-.segédszivattyuk leálltak, a reaktorba egyedül a szabályozórud-h.njtások szivattyújával lehetett vizet juttatni. 21.50-kor sikerült a nyomáscsökkentő szelepek kézi vezérlését ismét üzembe helyezte . Л tüz kioltnsa után a szivattyúk, szelepmüködtető motorok vezérlő áramköreit ideiqlor.esen átkötésekkel helyreállították és másnap reggel 4.20-kor áttértek a maradékhö" normális elvezetésére. Л 2. blokkot 13.OO órakor állították le, hasonló okokból, mint az 1. blokkot. Itt ,э zóna hűtése és a maradékhő elvezetése nem okozott különösebb problémát. Л tüz okozta károk kiterjedése а С7-3. ábrán látható, összesen 1611 kábel ment tönkre, őzökből (,78 volt lényeges a biztonság szempontjából. Annak elle­ ném, hogy az üzemzavari zonahütörendszer üzemképtelenné vált, a zóna megf.-lflö hűtését mindvégig sikerült biztosítani.

- 88 750501 Robinson-2 751Ю5 Cooper Az anyagi kár meghaladta a 10 millió $-t, nem számolva a kiesett energia helyettesítésének a költségét. Az erőmű érintett két blokkját több, mint egy év múlva helyezték ismét üzembe.

C8. H.B. Robinson-2 [8, 65] /Hartsville, South Carolina - 1975. május 1./ A Robinson-2 atomerőmű hoteljesitménye 22O0 MW, nettó villamos teljesítménye 700 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. A primérkörben három, szervezett szivárgásu, függőleges centrifugálszivattyu van belépitve. A szivattyúk tömszelencéinek hűtőköre részben közös. Az erőmű karbantartás miatt hosszabb ideig állt, majd 1975. május 1-én érte el ismét a teljes teljesítményt. Egy idő múlva az egyik / " C / primérköri szivattyú tömszelencéjének meg nem engedett mértékű szivárgása miatt megkezd­ ték a reaktor lassú leállítását, 36 %-os teljesitményszintnél a hibás szivatytyut kikapcsolták. Nem sokkal ezután a turbina leállt és működésbe lépett a reaktor vészleállitása is. A "C" szivattyúnál az l.sz. /a primérkörhöz legközelebb eső/ tömszeler.ce hibásodott meg. A kiáramló 280 С -os primer hütőviz felmelegítette a högátat, ami a tömszelencék közös hűtőkörében gőzfejlődéshez és működési zavarokhoz vezetett. Végül az "A" és "B" szivattyút is leállították az l.sz. tömszelencék hűtésének a kimaradása miatt. Ezután ismét beindították a "C" szivattyút, amelynél a 2. és 3. tömszelencék hibátlannak tűntek. Másfél órai járatás után azonban mindkét tömszelence meg­ hibásodott és a containmentbe mintegy 500 m primer viz került, ami a padlóf 30 cm vastagságban boritotta el. A térfogatkiegyenlitő vízszintjét a bizton*sági befecskendező rendszer segítségével tudták tartani, amig a szivárgást nem nem szüntették. Л containmentben elhelyezett csővezetékek az elárasztás következtében nem ká­ rosodtak és a környezetbe nem történt a megengedett mértéket meghaladó radio­ aktiv kibocsátás. A szivattyúk kijavitása után az erőmüvet újra indították.

22• Cooper [8, 66] /Brownville; Nebraska - 1975. november 5./ A Cooper atomerőmű hoteljesitménye 2381 MW, nettó villamos teljesitménye 778 MW, reaktora vizforraló tipusu. A viz bomlásából származó hidrogént és oxigént, valamint a radioaktív gázokat a kondenzátorban elhelyezett gőzsugárq.íztalanitó rendszer segítségével távolítják el a gőzből. A gázok innen elő­ ször a katalitikus rekombinátorba, majd a gáznemű hulladékok kezelörendszeréhr. jutn.ik.

- 89 751105 Cooper 770320 Rancho S.-l A baleset előtt a reaktor 60 %-os teljesitményszinten üzemelt, amikor az egyik folyékony-hulladék tároló tartályban túlnyomás keletkezett. A mellék­ épületben levő tartály megvizsgálására kiküldött munkások felemelték a tar­ tály fedelét, és bekapcsolták a levegő minta-vevőt. Ekkor - valószínűleg egy szikrától - robbanás következett be. Egy fő súlyosan megsérült, ruházata kis­ mértékben elszennyeződött. Ezen kivül még egy könnyebb sérülés történt. Mint utóbb kiderült, a gáztalanitó vezetékben egy szelep tévedésből zárva volt, a felszabaduló gázok ezért a rekombinátor helyett a folyékony-hulladék tároló tartályba jutottak. A pzelep bekötését az operátor tudta nélkül módositották, a vezénylőben levő lámpa - tévesen - a szelep nyitott állapotát jelezte. A hibásan szerelt szelep szárán levő bemarás ugyancsak nyitott szelepre utalt. Az eset kapcsán jelentéktelen mértékű radioaktiv kibocsátás történt a talaj­ szint közelében.

CIO. Rancho Secc-1 [8, 671 /Sancramento; California - 1977. március 20./ A Rancho Seco-1 atomerőmű hoteljesitménye 2772 MW, nettó villamos teljesít­ ménye 913 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. Az üzemzavar előtt a reaktor 70 %-os teljesitményszinten üzemelt. A vezény­ lőpultnál kiégett izzót cseréltek, az egyik izzó beleesett az alatta levő áramkörbe és zárlatot okozott. A zárlat következtében a technológiai mérő­ rendszer kétharmad-részben üzemképtelenné vált, az automatikus szabályozó rendszerre téves bemenő adatok jutottak. Ennek egyik következménye az volt, hogy a "ezérlőrendszer elzárta a gőzfejlesztők tápvizellátását. Kevéssel ezután a primérköri hőmérséklet és nyomás emelkedése miatt működés­ be lépett a reaktor vészleállitása. Az időközben beindult segédtápszivattyukból a tévesen zárt szelepeken keresztül nem jutott viz a gőzfejlesztőkbe, igy azok továbbra is viz nélkül maradtak. A primérköri nyomást a térfoyatkiegyenlitó nyomásszabályozó szelepei tartották a megengedett határon belül. Л szelepek az adott körülmények között egyébként a szokásosnál valamivel alacsonyabb nyomást állitottak be. A primérköri hőmérséklet korlátozásában sz-jrepe volt a tápvizadagoló rendszer normális és folyamatos működésének. Kqy idő múlva beindult az egyik gőzfejlesztő tápvizellátá^a, а primérköri nyomás esni kezdett. 110,3 bar túlnyomásnál működésbe léptek az üzemzavari hűtőrendszer nagynyomású szivattyúi, majd helyreállt a másik gőzfejlesztő tápvizeilátása is. Az operátor ezután a primérköri nyomást a térfogatk*egyen­ lítő nyomásszabályozó szelepének kézj vezérlésével és a nagynyomásu szivatyfyuk hozamának szabályozásával tartotta megfelelő órtrkon.

- 90 770320 Ranch« S.-l 7709 24 Davis B.-l 70 perc múlva a zárlatot megszüntették, és a hibás mérőrendszer ismét működés­ be lépett. Kiderült, hogy az üzemzavar alatt a gőzfejlesztőket szekunder ol­ dalon a gőzvonal fölött árasztották el vízzel, ennek következtében a primérköri hőmérséklet jóval a várt érték alá süllyedt. Az üzemzavar során a rendszer nem károsodott, négy nap múlva újból üzembe helyezték.

Cll. Davis Besse-1. [8, 681 /Oak Harbor, Ohio - 1977. szeptember 24./ A Davis Besse-1 atomerőmű hoteljesitménye 2772 MW, nettó villamos teljesít­ ménye 910 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. Az üzemzavar előtt az erőmű 10 t-os teljesitményszinten üzemelt, elektromos energiát nem termelt. Ekkor - ismeretlen okból - az egyik gőzfejlesztő tápvizellátó rendszerében az áteresztő szelep bezárt, ami a gőzfejlesztő ki­ száradásához, majd a primerköri hőmérséklet és nyomás emelkedéséhez vezetett. Amikor a nyomás elérte a beállított értéket, a térfogatkiegyenlitó nyomás­ szabályozó szelepe kinyitott, majd oszcillálni kezdett: kilencszer nyitott és zárt, mig végül meghibásodott és nyitott állapotban beragadt. A nyitott szelepen át a buborékoltató tartályba áramló gőz ott annyira megnövelte a nyomást, hogy a hasadó tárcsa felrepedt és a containmentbe gőz kiáramlása kezdődött meg. A primerkörben ezért a nyomás gyorsan esett, a telítési nyo­ másnál a viz felforrt, a térfogatkiegyenlitő megtelt gőzzel és vizzel, vizszintmérője végkitérésbe ment. Az operátor ezalatt leállította a reaktort. Az üzemzavar kezdetétől számitolt 20 perc alatt felderítette a nyomásszabályozó szelep hibáját és a szakaszoló szelep zárásával megszüntette a hütőviz kiáramlását. Ezután a nyomásviszonyok stabilizálódtak és a reaktort hideg, leállított állapotba hozták. A vizsgálat során kiderült, hogy a nyomásszabályozó szelep oszcillációit ér. tönkremenetelét egy jelfogó hiánya okozta, ci...elynek szerepe a szelep nyitott állapotban való tartása lett volna, mindaddig, amig a nyomás 3,45 bar-ril csökken. Л szelep kijavitása és a jelfogó beépítése után a reaktort újraindították. Radioaktiv kibocsátásra az eset kapcsán nem került sor. Az üzemzavar a TMI-2 baleset egyik előfutárának tekinthető.

- 91 771212 C r y s t a l R.-3 780618 BrunsbUttel C12. C r y s t a l River-3 [ 8 , 69] /Red L e v e l , F l o r i d a - 1977. december 1 2 . / A Crystal River-3 atomerőmű h o t e l j e s i t m é n y e 2452 MW, n e t t ó v i l l a m o s ménye 825 MW, reaktora nyomottvizes t i p u s u .

teljesít­

Az a k t i v zónát 177 fütőköteg a l k o t j a , ezekből 61-ben c l u s t e r - t i p u s u s z a b á l y o zó rudak vannak, 68-ban pedig k i é g ő méreg. Utóbbiak a 208 db 9 , 4 mm k ü l s ő átmérőjű fűtőelemen k i v ü l 16 db A l 0 - B . C - t a r t a l m u , Z i r c a l o y - 4 tokozásu k i égő-raéreg p á l c á t t a r t a l m a z t a k , 14,4 mm o s z t á s ú négyszögrácsban e l h e l y e z v e . A fűtőelemek a k t i v hossza 3,66 m. 2

3

A h ő t e l j e s i t m é n y - e l o s z l á s t a zónában e l h e l y e z e t t d e t e k t o r o k k a l e l l e n ő r z i k , nagymértékű aszimmetria e s e t é n a mérőrendszer j e l z é s t ad. A primérkörben e l s z a b a d u l t s z e r k e z e t i elemek d e t e k t á l á s á r a egy külön rendszer s z o l g á l . 1977. december 12-én é s 1978. január 1-én t e l j e s i t m é n y - a s z i m m e t r i a j ö t t e k be. \ > t e l j e s i t m é n y - e l o s z l á s t rudhuzással k o r r i g á l t á k .

jelzések

A következő napokban szórványosan j e l e n t k e z t e k e l s z a b a d u l t s z e r k e z e t i elemek­ r ő l j e l z é s e k , mig végül 1978. február 17-én az egyik g ő z f e j l e s z t ő e l s z a b a ­ d u l t - e l e m monitora folyamatos r i a s z t á s t a d o t t . A t e l j e s í t m é n y t ekkor l e c s ö k ­ k e n t e t t é k , az é r i n t e t t g ő z f e j l e s z t ő e g y i k t á p s z i v a t t y ú j á t k i k a p c s o l t á k . 1978. március 3-án - a reaktor l e á l l í t á s a után - á t v i z s g á l t á k a r e n d s z e r t , ennek során a súlyosan megrongálódott g ő z f e j l e s z t ő b e n egy kiégő-méreg köteg a l k a t r é s z e i t t a l á l t á k . A köteg - f e l t e h e t ő l e g egy h i b á s s z e r k e z e t i elem miatt - s z é t e s e t t , a l k a t r é s z e i az áramló hűtőközegben e l s o d r ó d t a k . A g ő z f e j ­ l e s z t ő n k i v ü l k ö t e g - a l k a t r é s z e k e t t a l á l t a k a zónában é s a r e a k t o r t a r t á l y kü­ lönböző h e l y e i n . A megrongálódott g ő z f e j l e s z t ő t ezután k i j a v í t o t t á k , az össze«; kiégő-méreg k ö t e g e t e l t á v o l í t o t t á k a r e a k t o r b ó l , majd 7 hónappal később a rendszert újra üzembe h e l y e z t é k . Az e s e t kapcsán r a d i o a k t i v k i b o c s á t á s nem t ö r t é n t .

C13. Brunsbüttel i70l / B r u n s b i i t t e l , NSZK - 1978. június 1 8 . / Л nrunsbütf-^1 atomerőmű h o t e l jesitménye 2292 MW, n e t t é v i l l a m o s 770 MW, reaktora v i z f o r r a l ó t í p u s ú .

teljesítménye

Л j e l z e t t napon az erőmű 36 "--os t e l j e s i t m ó n y s z i n t e n üzemelf, ."»mikor .1 gép­ házban 'i<)/.ki'ör>"r; k e l e t k e z e t t , amelynek hangja a vez«'-ny lelx-n i :. V.» 1 IÍMÍ-• v o l t . Nem sokkal ezuf-.ín m e g j o l c l e n t a NVOMA.SNöVKKKDftS A C.EPIlAZBAN f i g y e l m r z t e t ő

i

- 92 780618 Brunsbüttel jelzés, majd a GfePHÄZ TULNVOMÄSA 5mbar-NÁL NAGYOBB vészjelzés /utóbbi 5 perc késéssel váltja ki a reaktor vészleálli '-ásat/. A műszakvezető ugy döntött, hogy ez alatt az 5 perc alatt a biztonságvédelmi rendszerbe való beavatkozással hatástalanítja a vészjelet,és folytatja az Üzemet. A hiba okának felderítésénél eleve abból a feltevésből indult ki, hogy az inaktiv segédgőzrendszer hibásodott meg. Ezzel a feltételezéssel a készenlétből behivott mérnökök és az erőmű vezetői is egyetértettek. Légzőberendezéssel felszerelve 2 3/4 órán át keresték a törés helyét a gép­ házban, mig végül a turbina védelmi rendszere valami zavarjel következtében működésbe lépett: zárta a frissgőzáteresztő-szelepet és leállította a reak­ tort. A gőz kiáramlása ezzel megszűnt, nem sokkal ezután megtalálták a hiba forrását is: egy 80 mm belső átmérőjű csőcsonk /Főnstutzen/ tört el, amely a szabályozó szelep és a turbina közt csatlakozik a frissgőz-vezetékhez és állásidőben a turbinaház meleg levegővel való befuvatására szolgál. A törést, mint utóbb kiderült, a gőz kiáramlása által kiváltott rezonancia-jelenségek okozták. Az eset kapcsán ÍOO t, kismértékben szennyezett frissgőz került a gépházba, ebből 2 t a tetőszelepen keresztül a szabadba. A kibocsátott aktivitások jelentéktelenek: jód-131 kéményen keresztül 4,8x10 Bq, tetcszelepen át 1,3x10 Bg, ugyanez nemesgázokra: 1,3x10 Bq és 7,4xlO Bq. Az üzemeltető személyzet, mindenekelőtt a műszakvezető, többszörösen elma­ rasztalható: 1./

A biztonságvédelmi rendszer működésének bénítása megengedhetetlen be­ avatkozás.

2,1

NYOMÁSNÖVEKEDÉS A GÉPHÁZBAN figyelmeztető jelzés megjelenése után az előírások szerint ellenőrizni kell, nem téves-e a jelzés. Ha nem, 5 percen belül zárni kell a frissgőz-vezetéket és le kell állítani a reaktort /a biztonságvédelmi rendszerbe ezt a funkciót később vezették be/. Egy másik előirás szerint le kell állítani a reaktort, ha a gŐzszivárgás helye nem azonosítható. Ezeket az előírásokat figyelmen kivül hagyták,

3./

A gépházban található sugárvédelmi detektorok/ valamint a szellőzőké­ mény aeroszol monitora a vezénylőben levő önirókon jól látható, növekvő aktivitást mért, a határérték túllépése után fény- és hangjelzést adott. Mindez nem jutott az üzemeltető személyzet tudomására.

- 93 790328 TMI-2 C14. Three Mile Island Unit No.2 [71-74] /Goldsboro, Pennsylvania - 1979. március 28./ A rendszer leírása A Three hile Islar.ú atomerőmű a Susquehanna folyó egyik szigetén létesült. A 2-es blokk hoteljesitménye 2772 MW, nettó villamos teljesítménye 907 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. A blokk főbb egységeinek elrendezését a C14-1. ábrán tüntettük fel. A blokkhoz egy reaktor, két gőzfejlesztő /A és B/, négy főkerxngtető szivattyú /1A, 2A, IB, 2B/ és egy turbina tartozik. Szekunder oldalon 3 üzemzavari tápszivattyú biztosítja a gőzfejlesztők hűtését a táp­ szivattyúk kiesése esetén. Az aktiv zónát 177 fütőköteg alkotja, egyenértékű átmérője 3,28 m, magasзада 3,66 m. Egy kötegben 208 fűtőelem, 16 abszorbens elem és egy in-core detektor befogadására alkalmas cső van, 13,6 mm osztású, négyszögrácsban elhelyezve. A fűtőelem 9,4 mm átmérőjű, 17,8 mm hosszúságú UO_ pasztilIából épUl fel /dusitás 2,29-2,90 %/, tokozás: 0,67 mm vastagságú Zircaloy-4. 61 kötegben az abszorbens eleinek együtt mozgathatók, cluster-tipusu szabályozó elemet alkotnak. Anyaguk: 5 % Cd, 15 % In, 80 % Ag. A kötegek egy részében Al 0,-B.C-tartalmu, Zircaloy-4 tokozásu kiégő méreg van. A reaktortartály metszete а С14-2. ábrán látható. A hütőviz hőmérséklete a reaktorba valő belépésnél 290 С , kilépésnél 318 С , 3 névleges nyomása 151,4 bar. A primérkör térfogata 325 m , a négy főkeringtető szivattyú kapacitása egyenként 200OO t/h. A 2-es blokk a baleset előtt pontosan egy évvel vált kritikussá, hivatalos átadása 1978. december 30-án volt. Az aktiv zóna átlagos kiégési szintje a baleset idején 4000 MWnap/t volt. Az első 16 óra 175, 76] A baleset napján a reaktor 97 %-os teljesitményszinten üzemelt, az egyik ioncserélőnél karbantartási munkát végeztek. Vizzel és levegővel igyekeztek felszabadítani egy vezetéket, melyet gyanta dugított el. Ennek során egy hibás szelepen keresztül viz került a pneumatikus szelep működtető rendszeré­ be és - valószínűleg ennek következtében - egy szelep bezárt a tápvizrendszerben. 4h 36s-kor /"0" időpont/ alacsony szivóoldali nyomás miatt leállnak a gőzfejlesztők tápszivaftyui, ami kiváltja a turbina azonnali leállítását is. tízzel egyidejűleg beindul a három üzemzavari tápszivattyú, de nem szállit e lég vizet, mert nyomóoldali szelepeiket a két nappal korábban végzett rutin vizsgálrit után zárva felejtették /0-3s/.

- 94

79032в THI-2

с*

i •а

с

л ф

гч I

м

м •в

о

-

95 -

790328 « 1 - 2

Szabályozó-rud hajtás

Kíltpó csonk

Belepő csonk

Aktivzóna kosár Fűtőelem -köteg Reaktor-tortály Termikus védelem

Alsó rácslemez Áramlás elosztó

C14-2. ábra

TMI-2 reaktortartály függőleges metszete

- 96 790328 TMI-2 A tápvizaram kiesése visszahat a primérkörre: gyorsan nő a hőmérséklet és a nyomás, 155 bar-nál kir.yit a térfogatkiegyenlitő /TK/ nyomásszabályozó sze­ lepe /NYSZ/ /3-6s/, majd 162 bar-nál működésbe lép a reaktor vészleállitása /8s/. A primérköri nyomás 152 bar-га csökken /13s/, NYSZ működtető feszültsége megszűnik, a nyitott állapotát jelz5 lámpa kialszik. A szelep viszont - való­ színűleg bórsavlerakódás miatt - nyitott állapotban beékelődik. Az operáto­ rok a helyzetet több mint két órával később ismerik fel, mivel NYSZ kisebb szivárgása miatt már megszokták, hogy a buborékoltató tartály felé vezető csőben a normálisnál magasabb hőmérsékletek mérhetők /egy eloirác szerint 90 C°-os hőmérséklet itt nyitott HYSZ-re utal/. Ez alatt az idő alatt a primérköri hütőviz-készletnek több, mint egyharmada elfolyik a nyitott sze­ lepen keresztül. Az üzemzavar hütőközeg-elvesztéses balesetbe megy át /"kis folyás"/. A TK-ban fellépő vizszintcsökkenés ellensúlyozására az operátor bekapcsolja az 1A nagynyomású befecskendező szivattyút /41s/. A vízszint ezután 4 percen keresztül gyorsan nő, ami a hütőviz hőtágulásával és buborékképződéssel is magyarázható. A tápvizellátás nélkUl maradt kistérfogatu gőzfejlesztők kez­ denek kiszáradni /Imin/. A buborékoltató tartályban nő a hőmérséklet és a nyomás, ami NYSZ nyitott állapotára utal. A primérköri nyomás 110 bar alá csökken, beindul az IB és 1С nagynyomású szivattyú /2min 2s/. lB-t leállítják /1A már egy idő óta üzemel/. A buboré­ koltató tartály nyomása eléri a 10 bar-t. Nyit a biztonsági szelep /3min 13s/. Az operátorok nem ismerik fel a csökkenő primérköri nyomás és a növekvő TKvizszint közt fennálló ellentmondást, a primérkört továbbra is zárt rendszer­ nek tekintik és a kapott kiképzésnek megfelelően járiak el. Ennek értelmében feltétlenül el kell kerülni azt, hogy TK teljesen megteljen vizzel. Ezért az 1С szivattyút kikapcsolják, 1A forgalmát pedig a névleges érték 10 %-ára, 6,3 1/s-re redukálják /4 min 38s/. TK vizszintmérője végkitérésbe megy, a nyitott NYSZ-en keresztül kétfázisú áramlás indul meg. Primérköri nyomás 93 bar-ra csöklen, 307 C°-os melegági hőmérséklet mellett a viz felforr /6min/. Beindul a containment zsompszivatytyuja és vizet szállít a segédépületben elhelyezett hulladékviz-tartályba /7min 29s/. A containmentben a nyomás ugyanis nem nőtt meg annyira, hogy a csővezetékek izoláló szelepei bezárjanak. Felfedezik, hogy a zárva felejtett szelepek miatt az üzemzavari tápszivattyúk nem szállítanak vizet a gőzfejlesztőkbe. Nyitják a szelepeket /8min/. Növek­ vő szekunderköri nyomás jelzi a helyreálló tápvizforgalmat /8 min 20s/. A csökkentett forgalommal üzemelő 1A szivattyút leállítják, majd háromszor újra beindítják, igy próbálják TK vízszintjét szabályozni /lOmin 24»/. Végül szekunderköri hőelvonás következtében a primerkörben kondenzáció lép fel és TK vízszintje visszatér a méréshatárba /llmin/.

- 97 790328 TMI-2 A buborékoltató tartály hasadó tárcsája 13 bar-nál felreped /tervezett érték 13,8 bar/. A containment légterébe gőz áramlik /14min 48s/. Az inditási neutrondetektorokon mért beütésszám megnő, a fökeringtető szi­ vattyúk rezgései megerősödnek; mindez a hűtőviz növekvő gőztartalmára utal /22min/. A containment zsompszivattyuját kikapcsolják /38min/, de a túlnyo­ más miatt a zsompviz áramlása a hulladékvíz-tartályba folytatódik. A primérkür 288 С -on 72 bar-nál telítési állapotban van. A buborékoltató rsékletet 76 С -га, а tartályból kiáramló gőz a containmentben mért h túlnyomást pedig 0,17 bar-ra növeli meg /59min/. A főkeringtető szivattyúk rezgései olyan mértékben felerősödnek, hogy az operátorok kénytelenek а В hűtőkör mindkét szivattyúját leállitani /lh 14min/. A "B" gőzfejlesztőben 20 bar-ral alacsonyabb nyomás mérhető, mint "A"-ban, ezért lyukadásra gyanakodnak és "B"-t szekunderoldalon leválasztják /lh 27«in/. A még működő két főkeringtető szivattyút is leállítják a rezgések miatt ab­ ban bizva, hogy természetes áramlás alakul ki /lh 4Imin/. A jelek azonban arra mutatnak, hogy ez nem valósul meg. A melegágban gyorsan nő a hőmérsék­ let, 14 perc alatt meghaladja 327 C°-ot, a műszer végkitérését. A hidegágban ezalatt 65 C°-ra hűl a viz /lh 43min/. A neutrondetektorok beütésszáma el­ éri minimumát, majd a következő 15 percben folyamatosan nő, mint a C14-3.áb­ rán látható.

Indítási tartomány 6r log dekádok

0

60

Turbina leállás C14-3. íbra

120

160

min.

A turbina leállástól számított idő TMI-2 inditási neutrondetektorok beütésszáma i 7S i

240

- 98 790328 THI-2 Fentiek azzal magyarázhatók, hogy a kényszerkeringés leállítása után л reak­ tortartályban szétvált a gőz- és vízfázis, a határszint a csonkok alatt állapodott meg, áramlás ne« alakulhatott ki. A viz az aktiv zónát kezdet­ ben teljesen ellepte, majd a fonás és elgőzölgés miatt a vízszint egyre csökkent, mig végül a zóna felső része viz nélkül maradt. A fűtőelemek bur­ kolata itt llOO C° fölé melegedett fel. Ez egyrészt a belső túlnyomás hatá­ sára a burkolat felhőlyagosodásához vezetett, másrészt pedig - a cirkónlumvizgőz reakció révén - hidrogén és további hő felszabadulásához. A hidrogén egy része a tartályban maradt, más része pedig a nyitott NYSZ-еп keresztül a containmentbe jutott. A zónában elhelyezett termoelemek jelét feldolgozó számítógép programozásánál nem vették figyelembe a zóna kiszáradásának a lehetőségét. A gép ezért a megengedett maximális nyomáshoz tartozó telítési hőmérséklet fölött kérdő­ jeleket nyomtatott, igy a személyzet nem szerzett tudomást a zónában leját­ szódó folyamatokról. Végül egy szakértő, aki telefc.on vett részt a megbeszélésen, felteszi a döntő jelentőségű kérdést: lezárták-e a TK szakaszoló szelepét? A válasz ez volt: igen, ebben a pillanatban /2h 18min/. A szakaszoló szelep zárásával megszűnik a hütőviz kiáramlása a rendszerből. A primérköri nyomás, amely 48 bar-ra csökkent, ezután gyorsan eroelKodik. A természetes áramlás elősegítése végett 50 %-ban helyreállítják а В gőzfej­ lesztő tápvizellátását /2h 35min/. IS percre bekapcsolják az egyik főkor ingtető szivattyút /2h 54min/, a nyomás a hirtelen gőzfejlődés és cirkónium-viz reakció miatt meredeken szökik fel 145 bar-ra Az operátor ekkor TK szakaszolójának nyitásával 69 bar-ra csökkenti a nyomást /3h 12min/, majd beindít két nagynyomású befecskendező szivattyút /3h 20min/. A zónát teljesen ellepi a viz, amint ezt a neutrondetektorok beütésszáma is jelzi /3h 30min/. TK magas vízszintje miatt az egyik nagynyomású szivattyút leállítják /3h 37min/. Ekkorra már kezd nyilvánvalóvá válni, hogy az üzemzavar során a zóna káro­ sodott. A containmentben és a segédépületben egyre nagyobb sugárzási szinte­ ket mérnek. Ennek alapján AZ EGÉSZ ERŐMŰRE KITERJEDŐ VÉSZHELYZET-et hirdetnrk /3h/. A containment kupolájában 600 Rh merhető /4h 20min/. Ez az érték 40 perc alatt a tízszeresére emelkedik. Ezután a maradékhő-elvonó rendszert kívánják Üzembe helyezni. Ennek érdekében a nyomást tovább kellene csökkenteni, egészen 27,6 bar-ig. A rendszer visel­ kedése azonban eltér a szokásostól, a nyomás nem csökken a kivánt mértékben. Az abnormális viselkedés oka a tartály felső részében összegyűlt hidrogéngáz /"h idrogénpárna"/, Végül ismét a nyomás növelése mellett döntenek, abban a reményben, hoyy ez elősegíti a természetes áramlást. Zárják TK szakaszolóját és megnövelik a

- 99 790328 TMI-2 nagynyomású befecskendez6 szivattyúk forgalmát /5h 15min/. A primérköri nyo­ más 145 bar-ra nő meg. Ezután mégegyszer lecsökkentlk a nyomást: TK szakaszo­ lóját nyitják /7h 30mln/. A nyomás 34 bar-га esik le, ekkor működésbe lépnek a hidroakkumulátorok és a tárolt viz egy részét a zónába fecskendezik /8h 4Imin/. A containnentbe került hidrogén eléri э kritikus koncentrációt a levegőben és felrobban /9h 50min/. Az 1,9 bar-os nyomáslökés hatására a sprinkler-rendszer 2 percre működésbe lép,és 1850 1 KaOH-t fecskendez л containaentbe. A robbanás hangja a vezénylőben is hallható, a nyomáslökést egy öniró is regisztrálja, az esemény ennek ellenére nem jut az operátorok tudomására. Végül a kényszer-keringetés helyreállítása mellett döntenek, a gőzbuborékok megszüntetése érdekében ismét növelik a nyomást, zárják a TK szakaszoló sze­ lepét /12h 40min/. Beindítják az 1A főkeringtető szivattyút

/15h 50min/.

A melegági hőmérséklet 293 C°-ra csökken, a hidegági 204 C°-ra nő, a zóna hűtése kielégítő /líh/. A primérkftri paraméterek végül 140 C° és 70 bar körül állnak be, egy főkerinqető szivattyú működése mellett. A C14-4. ábrán a printerkor főbb paramétereinek a változása látható az első 16 órában. Gáztalanltás A becslések szerint a reaktortartályban 70 bar nyomáson 30-40 in

nem-konden-

zálható gáz, zömmel hidrogén gyűlt össze, amelynek közvetlen kieresztésére a tartályból nem volt lehetőség. Emiatt a nyomást nem csökkentették le a maradékhő-elvonó rendszer által megkívánt értékig, mert attól tartottak, hoqy a táguló gáz elzárja az áramlás útját. Ezen kivili robbanásképes keverék kialakulásával is számoltak a tartályban; mint utóbb kiderUlt ehhez nem volt elegendő az oxigén mennyisége. A gáz eltávolítása érdekében a kényszer-keringés fenntartása mellett döntöt­ tek. Az áramló vizben feloldódó gáz TK-ban vált ki, innen időnként a contain­ ment légterébe fúvatták le. A gázt aztán egy biológiai védelemmel ellátott, nagyteljesítményű hidrogénégetőbe továbbították, amelyet külön e célra szál­ lítottak a helyszínre. A keletkező gőz-gáz keveréket visszajuttatták a containmentbe, ahol a gőz kondenzált. txjy hónappal a baleset után, április 28-án áttértek a zóna természetes áram­ lással történő hűtésére. K;Jvc;_tko/.menyek t 37_, _75_, 77-79J. Mint hittük ал előzőekben a fökerintfeto szivattyúk leállítása után /lh 41 min/ nem .íhikult ki természetes áramlás. Az elgőzőlgés miatt a vízszint annyira

1 C

Ncgynyomású b e * « { kendező szivattyú mű* 1A " fcMik 2B F&ktrinQtc-tó szivattyú 1 В működik 2A 1 B

я>

__ TK vízszint j#

_.B'mtksbg Ш1\9s) nyomása Roaktor hútéköztg nyomása

73

N.XmotaaágMH». \ sí nyomása ttlltttl

\" nyomása 1

2

Э

4

5

6

7

в

9

10

:'

12 13 H

15

16

17 18 19 h

A turbina loállásátál számított tdó

8 Ы

C14 4. ábra

A hűtőközeg páramétereinek idSfüggése a TMI-2 balesetnél [75J

M et

- 101 790328 TMI-2 lecsökkent a reaktortartályban, hogy az aktiv zóna magasságának 70 %-ában viz nélkül maradt. 52 kötegben egymás fölött 7 self-powered neutrondetektor volt elhelyezve, ezekben magasabb hőmérsékleten termionikus áram folyik, igy hőmérséklet mérésre használhatók. A szokásosnál magasabb hőmérsékletek a felső 5 pozícióban voltak mérhetők, a maximális érték llOO C° volt. A zóna túlmelegedése és az azt követő elárasztás következtében a fűtőelemek cirkónium-tokozásának 5o %-a teljesen oxidálódott. A hűtővízben található izotópok elemzése alapján megállapítható, hogy az urán-dioxid üzemanyag és a szabályozó rudak nem olvadtak meg. Az oxidáció által elroncsolt tokozás és az iizemanyag-pasztillák az épen maradt zónarészen halmozódtak fel, ami a hütőviz áramlását gátolta. A segédépületben elhelyezett hulladékviz-tartály már a baleset előtt tele volt, hasadótárcsája felrepedt. így a buborékoltató tartályból kifolyt primerköri viz, amelyet a zsompszivattyu /majd ennek kikapcsolása után a túl­ nyomás/ a hulladékvíz-tartályba továbbított, a segédépület padlójára folyt ki. A fűtőelem tokozások sérülése után felszabaduló hasadási gázok a hűtővíz­ zel együtt a segédépület padlójára, majd a szellőzőrendszeren keresztül a szabadba jutottak. A kibocsátott radioizotópok relativ mennyisége a C14-5. ábrán látható. A környezetbe kibocsátott összes jód aktivitása: 7,4x10 Bq-re, a nemesgázo­ ké 0,7-3,7x10 Bq-re tehető. A jódkibocsátás lényegesen kisebb annál, mint amit biztonsági elemzéseknél eddig feltételeztek /hogy t.i. a nemesgáz-ki­ bocsátás 25 %-át teszi ki/. A jód ugyanis a fűtőelemben CsI-ot alkot, ami vizben jól oldódik. Az oldatból az oxidáció vagy szénhidrogén-tartalmú anyag­ gal való reakció révén lassan szabadulhat fel kis mennyiségben jódtartalmú gáz /I,, H0I, CH,I/. Az erőmű 50 mérföldes környezetében lakó személyek átlígos sugárterhelése a kibocsátás következtébe 1 mrem, 10 mérföldön belül pedig 6,5 mrern volt. A kollektiv dózis 50 mérföldön belül 2000 ember-rem /a természetes háttér 240000 ember-rem/. A sugáiterhelés okozta rákos megbetegedések várható száma a szakemberek szerint 1 és 10 közé esik /egyéb okokból az 50 mérföldes kör­ zetben élő 2100000 embernél több mint 5O00OO rákos megbetegedés várható az életük folyamán/. Az crőmü dolgozói közül három fő kapott 3 és 4 rem közötti dózist, ami meg­ haladja az egy negyedévre engedélyezett értéket. Tanulságok [80] A tanulságokat két évvel a baleset után Pigford az alábbiak szerint foglalta össze; 1./

Nagyobb figyelmet kell fordítani a berendezések karbantartására. így pl. az üzemzavari tápszivattyúk szelepeinek zárva felejtése jelentős

-

102 790Э2В T H I - 2

Kibocsátás a containment!»

Folyékony: • 20% jód

/

• 40% cézium • 1 % stroncium, bárium Gáznemű • 70% nemesgáz

Kibocsátás aktivzonábát a primer körbe

• 70 % nemesgáz • 30% jód • 50% cézium •

2% stroncium, bárium

• 0.6% jód • ^ c l % cézium

Segédépületbe Folyékony • 3%jod • 3% cézium Gáznemű • 5% nemesgáz :

4

• 10' %jod

Környezetbe: • 5% nemesgáz • I0^%jód 014-5. ábra

TMI-2 kibocsátások [37]

szerepet játszott a súlyos következményekkel járó eseménylánc kialakí­ tásában. Hasonlóan a nyomásszabályozó szelep /NYSZ/ állandó szivárgása bőrsavlerakódás révén elősegítette a szelep beragadását, majd később megnehezítette a hiba felismerését /u.i. az operáto ok megszokták, hogy NYSZ csővezetéke állandóan "meleg"/. 2.1

Nem elég megbírható biztonsági berendezést beépíteni, ait megfelelően alkalmazni is kell tudni. Az automatikusan beindult nagynyomású befecskendező szivattyúkat, ame­ lyek az adott baleseti körülmények között is biztosították a zóna meg­ felelő hűtését, nem lett vclna szabad leállítani.

3./

Az operátorokat ugy kell kiképezni, hogy képesek legyenek gyors helyzet­ felismerésre. Az operátorok nem értették, miért emelkedik a térfogatkiegy^nlitó /TK/ vízszintje, miközben csökken a nyomás a rendszerben. Nem vették észre a

- 103 790328 1NI-2 zóna "szárazra futását" sea, bár Mérték a primerköri nyomást és hőmér­ sékletet. 4./

Megfelelő üzemzavari előírásokra van szükség. Az előírások elégtelenek és félrevezetők voltak. Azt nyomatékkal előír­ ták, hogy normál Özemben el kell kerülni TR teljes feltöltődését vízzel, de nem szóltak az üzemzavari helyzetben követendő eljárásokról.

5./

A biztonsági berendezések a várakozáson felül hatásosak voltak. A zóna károsodása és a kibocsátások lényegesen kisebbek, mint amit ilyen mértékű zónakiszáradás esetén eddig feltételeztek. Helvesnek bizonyult a mélységi védelem /defence in depth/ elve, melyet többszörös védelmi burkolattal /tokozás, primérkör, f-ontainment/ valósítanak meg.

6./

Az űze*neltetőnek és az iparnak fel kell készülni a balesetek esetén szükséges intézkedésekre. Az üzemeltető Metropolitan Edison Co. nem volt felkészülve az állami szervatafés a lakosság tájékoztatására, a baleset következményeinek a felszámolására.

1.1

Egy reaktorbaleset akkor is súlyos félelmet és hisztériát kelthet a lakosságban, ha sugáregészségügyi következményei elhanyagolhatók. A Nukleáris Szabályozási Bizottság /NRC/ helytelenül értékelte a reak­ tortartályban összegyűlt hidrogénnel kapcsolatos robbanásveszélyt, olyan nyilatkozatot hozott nyilvánosságra, amely szerint fennáll a reaktor­ tartály és a containment felrobbanásának, valamint a zóna olvadásának a lehetősége. A nyilatkozatot napokkal később helyesbítették. A téves tá­ jékoztatás nagymértékben hozzájárult a balesettel kapcsolatos hisztéri­ ához.

8./

Jobban kell ismerni a balesetek lehetséges következményeit. Ha a kiszá­ radt zóna hűtését nem állították volna helyre, egy órán belül az Özemanyag olvadásával lehetett volna számolni. Ennek a következményeivel sem íz üzemeltető, sem az NRC nem volt tisztában. /A Rasmussen-jelentés a zónaolvadás következményeit igen konzervatív feltételezések mellett vizsgálja, nem használja fel a reaktorbalesetek tapasztalatait./

•>./

Számolni kell azzal, hogy balesetek előfordulhatnak. A Rasmussen-jelentés is megjósolta egy "kis csőtörés" tipus , operátor­ tévedéssel együttjáró baleset bekövetkezését körülbelül a TMI-baleset idején.

i"./

Tanulni kell az üzemzavarok során szerzett tapasztalatokból. Korábban többször is előfordult olyan üzemzavar, amolyeknél lejátszódott a TMI eseménylánc kezdeti szakasza /NYSZ beragar"is, TK vízszintjének látszó­ lagos emelkedése, stb./. Itt csősorban Bernau /740820/ és Oavls-Besse /770924/ esetére gondolunk. Az NRC figyelmét két Ízben külön is felhív­ tak egy ilyen tipusu üzemzavar lehetséges következményeire. Ezek az in­ formációk azonban nem jutottak el az üzemeltetőkhöz.

- 104 790328 TMI-2 11./

Reális baleseti Intézkedési tervre van szükség. Olyanra, amely megfelelően veszi figyelembe a különböző tipusu balese­ tekkel járó kibocsátások következményeit év megszabja az egyes hatósá­ gok és szervek teendőit.

12./

Fel kell készülni az állami szervek és a lakosság tájékoztatására. Ehhez az üzemeltető, az állami szervek és a sajtó felelősségteljes együttműködése szükséges.

13./

Túlságosan részletes előirások nem garantálják a nukleáris biztonságot. Az NRC tevékenysége lényegében szabályzatok írására és azok betartásá­ ra szorítkozott. Az üzemeltetési tapasztalatokat nem dolgozták fel,és nem juttatták el a többi üzemeltetőhöz.

14./

A nukleáris biztonságért elsősorban az üzemeltető felelő.-;. A legtökéletesebb hatóság sem tudja garantálni a nukleáris biztonságot. Az erőmüveket létesítő és üzemeltető társaságoknak a hatósági előírá­ sokon túlmenően mindent meg kell tenni a nukleáris biztonság* érdekében. Az USA elnöke a baleset kivizsgálására bizottságot hozott létre /The President's Commission on The Accident at Three Mile Island/. A bizottság többek között az NRC gyökeres átszervezését javasolta. A balesetnek az egész világon tagy volt a visszhangja, lelkiismeret­ vizsgálatra késztette az atomerőmüvi szakembereket. Megvizsgálták, lehetséges-e az adott erőműnél egy Tfíl-tipusu baleset és ha igen, mik lennének annak a következményei?

Helyreállítás [81] 1981-ben az American Nuclear Society szemináriumot rendezett a TMI-2-vel kapcsolatos problémákról. Az alábbi összefoglalás e szeminárium anyaga alap­ ján készült és az 1981. decemberi helyzetet tükrözi. Az aktiv zónát 3500 ppm bórsavval tartják szubkritikus állapotban, sokszorozását két indítási neutrondetektorral ellenőrzik. A primérköri nyomás 6,2 bar, a maradékhő-fejlődés 50 kW, a zóna átlagos hőmérséklete - amelyet a zónában épen maradt hőeleniekkel mérnek - 45 C°. A rendszer a fejlődő hőt közvetlenül a containment légterének adja át. Az alagsorba kifolyt 2200 m erősen szennye­ zett primérköri vizből 190 m -t már eltávolítottak. 3

Az elmúlt másfél év alatt összesen 26-szor tartottak helyszíni szemlét a containment belsejében. A szemlék alapján a következő kép alakult ki: - az alagsort 2,4 m magasságban ellepő viztől, a felületi szennyeződésektől és a primérkörböl származó beta-dóz.'ptaljesitmények nem haladják meg az 1 rem h" -et, a gamma-dózisteljesitmények pedig a 2 rem h - a vsszerkezeteken erős korrózió figyelhető meg; - a portáldaru működésképtelen.

-et;

790Э28 TMI-2 790502 Oyster Creek A tervek szerint 1982. októberében az egyik szabályozörud csonkján keresz­ tül TV kamerát bocsátanak le a reaktortartályba a zóna megfigyelése érdekében. A jelzett művelet előtt még a következő fej.adatokat kell megoldani: -

az összer viz eltávolítása az alagsorból; a felületek durva dekontaminálása; polárdaru üzembehelyezése; üzemanyagkezelő és -tároló rendszerek biztosítása; zóna-makett építése.

A reaktortartály felnyitását és az üzemanyag eltávolítását 1984. márciusára tervezik. Csak ezután döntenek arról, hogy a reaktort ujjáépitik-e vagy meg­ szüntetik. A fentiekben vázolt műveletek különleges berendezések, készülékek kifejlesz­ tését teszik szükségessé, ezért rendkívül költségesek. A baleset a helyre­ állítási munkák során viszont sok értékes tapasztalat gyűlt - és gyűlik össze, amit a nukleáris ipar igen jól tud majd hasznosítani uj erőmüvek lé­ tesítenél, a meglevők üzemeltetésénél és megszüntetésénél.

C15. Oyster Creek [8] /Lacey Township, New Jersey - 1979. május 2./ Az Oyster Creek atomerőmű hőteljesitménye 1930 MW, nettó villamos teljesítmé­ nye 640 MW, reaktora vizforraló tipusu. A jelzett napon az erőmű 98 %-os teljesitményszinten Üzemelt, a két háziüzemU tartalék-transzformátor közül az egyik üzemképtelen volt. Egy áramkör rutin ellenőrzése köbben keltett zavarjel kioldotta a reaktor vészleállitását, ezzel egyidejűleg leállította a keringtető szivattyúkat /"0" időpont/. A csökkenő gőzfejlődés miatt a forráshatár - ami normál üzemben az aktiv zóna alsó harmadánál van - a zóna fölé emelkedett. /Forráshatár alatt a nyugalom­ ban és forrásban levő víztömeget elválasztó, többé-kevésbé meghatározott felületet értjük./ Kevéssel ezután leállt a turbina /13s/. Az egyetlen üzemképes tartalék­ transzformátor nem volt elegendő a tápszivattyúk üzembentartására, igy azok egymás után leálltak, a reaktor tápviz nélkül maradt. A vízszint az elpárol­ gás miatt csökkenni kezdett, ezért az operátor zárta a főgőzvezeték szaka­ szoló szelepét /43s/, majd a gőzt az egyik maradékhő-elvonó rendszerbe vezet­ te. A hőcserélőben kondenzálódott viznek csak egy része jut vissza az aktiv zónába, ezért ott a vízszint tovább csökken,és bejön az ALACSONY VÍZSZINT vészjelzés /3 min/. Az operátor ezután a maradókho-elvonó rendszer

szelepének nyitásával és

- 106 790502 Oyster Creek 80O226 Crystal R.-3 zárásával fokozatosan hűtötte le a zónát, ezzel együtt a nyomás csökkent és a vízszint emelkedett. Ezután a tartc éktranszformátorról üzembe helyezett egy keringető szivattyút. A növekvő forgalom a zónában tovább növelte a víz­ szintet, az ALACSONY VÍZSZINT jelzés megszűnt, megkezdték a reaktor hideg, lezárt állapotba hozását /45 min/. A vizsgálat során bebizonyosodott, hogy az Üzemzavar alatt a vízszint állan­ dóan az aktiv zóna fölött volt. Az eset kapcsán kibocsátás nem történt.

C16. Crystal River-3 [37, 82J /Red Level, Florida - 1980. február 26./ A Crystal River-3 atomerőmű hőteljesitménye 2452 MW, nettó villamos teljesít­ ménye 825 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. N

A jelzett napon 14.23-kor / 0 " időpont/ a szabályozó rendszerben áramköri hiba lépett fel. Ennek következtében a szabályozó szelepek jelentősen csök­ kentették a gőzfejlesztők tápvizellátást, majd valamivel később a téríogatkiegyenlitő nyomásszabályozó szelepe /NYSZ/ is kinyitott. A gőzfejlesztők ki­ száradása miatt a primerköri nyomás először emelkedni kezdett, a biztonság­ védelmi határértéknél pedig működésbe lépett a reaktor vészleállitása /23s/. A nyitott NYSZ-en keresztül a primérköri viz a buborékoltató tartályba, majd a hasadótárcsa felrepedése után a containmentbe áramlott. A nyomás csökkenése automatikusan kiváltotta a nagynyomású befecskendező szivattyúk beindulását /3 min/. Az operátor leállította a főkeringető szivattyúkat /4 min/, majd zárta a térfogatkiegyenlitő szakaszoló szelepét, ezzel megszüntette a kiá­ ramlást NYSZ-en keresztül /6-7 min/. A befecskendező szivattyúk működése következtében annyira megnőtt a nyomás, hogy kinyitott az egyik biztonsági szelep /10 min/, igy ismét megindult a viz kiáramlása a containmentbe. Az operátor ezért a szivattyúk forgalmát kb. az 1/4-ére redukálta, a nyomás ekkor 159 bar-ra csőkkent /29 min/, ismét üzembe helyezte a víztisztító rendszert,és nyitotta a pótszivattyu szelepét /33 min/. A biztonsági szelep ezután többször zárt, majd nyitott, mig végül is zárva maradt /2 h/. Közben teljesen leállították a nagynyomású befecsken­ dezést /1 h 27 min/, a nyomást lassan csökkentették a 128-142 bar-os tarto­ mányba. A reaktort ezután hideg, lezárt állapotba hozták. Az eset kapcsán 150 m viz jutott a primérkörből a containmentbe, a nyomás itt 1,29 bar-nál ért el maximumot. A containmentben levő sugárzásmérők maximum 60 R h szintet regisztráltak /15-20 min/, ami később 100-200 mR h~rc csökkent /5 h/, A megengedett mértéket meghaladó kibocsátás nem történt a környezetbe, a berendezés nem károsodott.

- 107 81O308 Tsuruga 82012S Ginna A vizsgálat kiderítette, hogy az üzemzavar alőtt egy technikus dolgozott a szabályozó rendszeren, ahol az egyik nyomtatott áramköri kártya csatlakozója hibás volt. Az üzemzavart valószínűleg a hibás csatlakozó megmozditása vál­ totta ki.

C17. Tsuruga [83, 84] /Tsuruga City, Fukai Prefecture; Japán - 1981. március 8./ A Tsuruga atomerőmű h6teljesitménye 1064 MW, nettó villamos teljesítménye 340 MW, reaktora vizforraló tipusu. A jelzett napon egy tévedésből nyitva felejtett szelepen keresztül 40 m /más források szerint 5*45 m / szennyezett viz folyt ki az egyik segédépület padlójára. A viz egy része innen két,buvónyiláson keresztül a vízlevezető árokba, majd a tengerbe került. A kiömlött vizet felmosórongyokkal és műa­ nyag vödrökkel felszerelt emberek takarították fel, akiknek egy részét e cél­ ra alkalmi munkásként szerződtették és védőruházattal sem látták el. Az esetet az erőmű nem jelentette a hatóságoknak, igy erre csak egy hónappal később, a Japán tengeren végzett aktivitás-mérések során derült fény. Ekkor a parttól 700 m-re a normális aktivitások tízszeresét mérték, Co-ből 10~ 54 —3 Bq/g-ot, Mn-ből 3,7xlO Bq/g-ot. Az erőmű vízlevezető csatornájának köze­ lében mért értékek: Co : 2,3 Bq/g és Nn : 0,37 Bq/g. A hatóságok az ak­ tivitásokat veszélytelennek nyilvánították, ennek ellenére a piacok megtagad­ ták a Tsuruga-halászszövetkezetek árujának az átvételét. A dekontaminációban résztvett személyek sugárterhelése az első adatok szerint jóval a megengedett érték alatt maradt.

C18. Robert Emmet Ginna [85, 86] /Wayne County, New York - 1982. január 25./ A Ginna atomerőmű hoteljesitménye 1300 MW, nettó villamos teljesítménye 420 MW, reaktora nyomottvizes tipusu. A jelzett napon az erőmű teljes teljesítménnyel üzemelt, amikor 9.25 órakor primérköri nyomáscsökkenés miatt beindultak a térfogatkiegyenlitő rendszer töltő szivattyúi: 9.28-kor a nyomáscsőkkenés miatt leállt a reaktor és a tur­ bina. 9.29-kor a túlnyomás az üzemi 155 bar helyett már csak 83 bar volt. 9.33-kor - az előírásoknak megfelelően - leállították mindkét főkeringtető szivattyút. 9.40-kor megállapították, hogy a nyomáscsökkenés oka: csőtörés a В gőzfejlesztőnél. A csőtörésen keresztül kezdetben 2600 1 min" viz áramlott a prlmérkörből a szekunderkörbe, ahol a nyomásnövekedés hatására egy bizton­ sági szelep kinyitott, s mintegy két percen keresztül radioaktiv gőzt eresz-

- loa 820125 Ginna tett ki az atmoszférába. A hibás gőzfejlesztőt ezután szeku. ieroldalon izo­ lálták. 9.53-kor a reaktort már az "A" hűtőkörben kialakult természetes áramlás hű­ tötte, az "A" gőzfejlesztőben keletkező gőzt közvetlenül a kondenzátorba ve­ zették. 10.07 és 10.09 közt a térfogatkiegyenlitő nyomásszabályozó szelepét kézi vezérléssel háromszor nyitották és zárták, a primérköri nyomás reduká­ lásával a szekunderkörbe áramló viz mennyiségét kivánták csökkenteni. A sze­ lep azonban az utolsó járatáskor félig nyitva maradt. A nyomás 90 bar-ról gyorsan esett 50 bar-ig és a térfogatkiegyenlitő vízszintje emelkedett. 10.44-kor az EGÉSZ ERŐMŰRE KITERJEDŐ VÉSZHELYZET-et hirdettek ki. A helyzetet felisirerve, az operátorok egy percen belül zárták a beragadt szelephez tartozó szakaszoló szelepet. Majd 11.15-kor a reaktortartályban keletkezett gőzbuborék megszüntetése érdekében beindítottak egy nagynyomású befecskendező szivattyút és 11.29-kor az "A" főkeringtető szivattyút. A rendszer nyomása és hőmérséklete másnap reggel 7.00 órakor 20 bar, ill. 170 C° volt, ekkor üzembe helyezték a maradékhő-elvonó rendszert. A vizsgálat kiderítette, hogy az üzemzavart а В gőzfejlesztő egyik 22,2 mm belső átmérőjű, 1,27 mm falvastagságú Inconal fütőcsővének 127 mm hosszúságú repedése okozta. A gőzfejlesztőnél egyébként 1975 óta 124 fűtőcsövet helyez­ tek üzemen kivül és 18-at javítottak ki. Az üzemzavar kapcsán kibocsátott aktivitás számszerű értéke nem ismeretes.

2.1

ÖSSZEHASONLÍTÓ ELEMZÉS

Az első részben a balesetek tanulmányozása során betekintést nyertünk az atomtechnika négy évtizedes fejlődésébe az első, kézzel összerakott kritikus rendszerektől kezdve egészen napjaink nagyteljesítményű erőmüveiig. A fejlő­ déssel szükségszerűen együttjárt a biztonságot szolgáló /biztonságvédelmi, lokalizációs/ rendszerek megjelenése és tökéletesedése. A számszerű viszonyok szemléltetésére a 2-1 ábrán a naptári évek függvényében tüntettük fel az adott időpontban üzemelő kutatóreaktorok és erőművi reaktor­ blokkok számát, valamint a megszaladással, ill. fűtőelem-sérüléssel járó balesetekét. Az ábrából leolvasható, hogy a reaktorok száma 1955 és 1965 kö­ zött csaknem megtízszereződött, a balesetek száma pedig ezzel párhuzamosan jelentősen lecsökkent, ami azt bizonyltja, hogy az atomtechnika érett szaka­ szába lépett. Egy baleset létrejötténél általában három tényező játszik szerepeti konstruk­ ciós hiba, karbantartási hiba és kezelési hiba.

- 109 -

is о»

П

n «О

о

3

в с «в N

« V •р

V

ю V

« м •(У М О U

В

л & о

?!

л и

4 I

о

ю

- no Konstrukciósnak azokat a hibákat nevezzük, amelyeket a reaktor létesítése /tervezése, építése/ során követnek el,és Így már az els5 Uzembehelyezéskor jelen vannak a rendszerben. Az első Ozembehelyezés és a baleset közt eltelt időben a reaktoron az Üzemel­ tetés mellett karbantartási munkákat végeznek, ezen kivfll gyakran kisebb át­ alakításokat hajtanak végre. Az ezek során elkövetett hibákat nevezzük kar­ bantartásinak . A baleset idején szolgálatot teljesítő személyzet által elkövetett hibákat kezelésinek nevezzük. A baleset lefolyásának tárgyalásánál külön vizsgáljuk azt az eseményt, amely a balesetet "beindította", az u.n. kiváltó eseményt. A következményeket mindenekelőtt a környezetbe kibocsátott aktivitás alapján értékeljük. Ezután tekintjük az üzemeltető személyzet által elszenvedett hatásokat /haláleset, sugárterhelés/. Végül kitérünk a reaktor berendezéseiben keletkezett károkra. Az 1., 2. és 3. áttekintő táblázatokat az Ismertetett szempontok alapján állí­ tottuk össze.

Jel Dátum Hely

A 1

Л 2

Típus Hotel:. Villamos telj.

Aktív zóna ü: üzemanyag d: dúsítás m: moderátori r: reflektor Konstrukció 9: geometria! h: hűtőközeg

Dragon

Los Ala­ mos, :;.м

3

U: d. r: g:

A 5

o

E s e n é n y e k

k

Karban­ tartás

További

Kiváltó

Kezelés

K ö v e t k e z m é n y e k

• s energia h.: hasadások 1< l e á l l í t á s

fém-U 83 % H0 gömb

1.3onatar­ t á l y tömörtelenaége г. v í z s z i n t izabályozás liányosságai

2

• i s s í i Tár­ megszaladás sasa a tóni­ 3 t e l j e s i t aény-esucscsal ,e n» 4 x l o " l t TÍZ for­ rása

3 f«t 55 red 55 rad 6 rad

2 fii 660 rad ^halálos/ 16 rad

figyelnetlenség

reflektormegszaladás t é g l a helyé­ » . lo" re esése 1: hítiguláé

U: d e l t a f á z i s u Pu r: Be g : gömb

Reflektor kési összebakésa

figyelmet­ lenség

reflektor­ f é l helyére esess

491200 Los A?anos.E.i:,

kritikus U: U 0 A I 0 / | rendszar r: g r a f i t g: gömb 2

3

2

megszaladás h: 3 x l o . l i hatágúiéi 1 5

BV-rendszer 2 szabályozó' megszaladás kikapcsolása rud f e l h ú z á ­ h? i x l o sa kézzel 1: neutronhomers é k i e t 1

1 6

l/a táblázat K r i t i k u s rendszerek

Beren­ delés

zóna felduz­ zadása, hóllyagosqdása 1/krit. rend­ szer negssUntetTe/

f

beflektor k é z i össze­ rakása

ива

Személyzet

tul nagy hát' • vártnál na-J térs ugarsás yobb energlfv. r e f l e k t o r ju megszá­ beállítása ll* 6 x l o 1i h í t á g u l i e I

U: deltaLASL gyors 450821 k r i t i k u s fázisu Pu Loa Ala­ reu lazier r: t C jos, N.: g: gömb LASL 4Ó0521 Los Alá­ nos, H.H.

Környezet

1 5

2

A4

k

figyelmetlenség

kritikus U: UR 45o2U rendszar d: 71-75 * Los Ala­ m: Styrex mos. R.K r: g r a f i t + polietilén S :benger

L.ÍSL 45o6o4

O

8 t6>

75o rad ^halálos/ 154 rad 96 rad 77 rad 34 rad 22 rad 15 rad 15 rad 1 f6: 2,5 R

Jel Dátum Hely

quariu.,?lo2ol tos .la-

Tipus Hőtelj. ViH.an-.os telj.

kritikus гэпоазег

Aktiv zóna ü: üzemanyag d: dúsítás m: moderátor r: reflektor Konstrukció g: geometria] h: hűtőközeg

fé-a-U 93,5 •:

но 2

g : 2 henger i 7 ! Hanford 511116 Richland •/аза.

|A 8

|A 9

ZPR-1 kriti.tus U: UC rendszer m: polysty­ 52oSo2 /52o7oó/ rene + Axgonne, ?2° 111. 2

Karban­ tartás

zónafái tul na:*y T.ozratáai sebes­ sége

Kiváltó

Kezelés

К ö v

t к • г m é

у е к

Környezet

Személyzet

Beren­ dezés

További : energia : hasadások : leállitás

egyik hen­ ••asszál adás ger elmozdu h: l o lása

BV-koncé?oió hibás: henger tan­ genciális elr.osditása

üzPuO./lICu/. tul nagy rudaozgatíg: 93 vi-ig ' si sebess jg t e l t gSub

t i : f ST.-U Je-iaa gyors 52o413 kritikus d: 93 S Los Ala­ rendszer g : henger jos,П.М.

E s e n é n y e k

uránheage* rek kif-iértekü f « i h ó lyasiosoriáss

1 7

Is v i z f o r ­ rása

kritikussá­ gi kísérlek elsietése

BV-rud t u l gyors f e l ­ húzása

"lejszaladás 1-4 g Pu kibocsátása fa: 8 x l o 1: nikrobu­ / tmű izavtéts/ z borékok, naut' ron-hÖT.érss. l e t , 3Y-rud 1 6

hibás extra^ zónafél tul negsziladás yors keze­ polició h:l,5 x l o ltess

?

viz leeres?.' szabályozó tésánek el­ rud gyors felhúzása mulasztása

kár.zel

1 6 1

l:h5tágulás

aegszaladás 1 7

h!l,2 x l o | 1: buborékok]

4 tói 19o 1бо 7o 12

rea rem rem rem

mittelen fel pólyagoeodá|sa,deforT.áci ója /zóna JJáépitve/

|g: henger

filtóeletflyukadás

|A lojCleaen- gyors U: Pu Itine k r i t i k u s |h: Hg;52o6o2 rendszer Los Alajaos.H.M.

|A 11

odiva 54o2o3 /54o2o2/ Los Ala­ mos, II.U.

ill: féa-U d: 93 ;: jg: gömb

reteszelés szabályozó megszüntető rud téves ae átalakí­ beállítása tás során

hlltäközeg elszennyező. déas Pu-al

booster-rud |tsrvezettnál| ÖX nagyobb belövése [energia , -i |h:5.6 x l o lthítágulás

1/b táblázat Kritikus rendszerek

1 0

/reaktor meg [szüntetve/

f ári-alkat reszek kiyebb deforrríciója

Típus Hotel]. Villamos telj.

Jel Dátum Hely

Aktív zóna ü: üzemanyag d: dúsítás m: moderátor r: reflektor Konstrukció g: geometria h: hűtőközeg

kritikus U:U0 P 1 540525 rendszer d:93 S Сак Ridge g : hanfceriTenn. gyílrii 2

Karban­ tartás

Kezelés

Kiváltó

Cd-саб negbillenéae

Cd-caő n e x negfelelő rögzitése

2

E s e m é n y e k

O k o k

K ö v e t k e z m é n y e k

További • : energia h í hasadÁsok Is l e á l l í t á s

Környezet

Személyzet

••ren­ desés

asgszaladás Ы le« 1:' buborékoi nautronháoérséklet

i

i A 13

-V~T

i

2

14 Honeycomb 5óo7o3 Los Ala 203,1:.::

A

i:

veazleálli-

-egezaladáe tás/BV-elem h j l , 6 x lo "* ejtése/ l i oldat hullámzása

Utöltá-Urit5 rendszer neg b i z h a t a t " Lan 2.3V-elem i n t é s e növe­ l i a reaicti/itást

U0 F henger

5So2ol Oak u i d ^ s Гепп.

2

zónafél tul z ó n a f é l T,OZ g y o r s k ö z e l i gatási se­ tése bességének t é v e s meg­ választása

U: f ея-И d: 93 S я: grafit g: o s z t o t t hengsr r : Be

féa-ü 93 Й polieti­ l é n és' grafit

3odiTa gyors 57o212 kritikus ÍLos Plaлоа.к.::. rendszer

nie^sznladás hj3,2 x l o ^ lrvéssleáll i t á s /B#rudak b e l ö ­ vése/ 1

uráafiö-b é s tartószerke­ zet k á r o s o ­ dása, h e l y i ­ ség szennyez5dés« / k r i t rendszer megszüntetve!/

z ó n a r é s z icö- ' s e g s z a l a d á s zelitése h : l , 2 x l o 17

kísérleti berendezés hibás rögzi t é s e .-'ref­ lektor e l ­ mozdult/

/kiserleti

tartályfenék deformációja helyiségszennyeződés

1

anyag/ g: gönb A 16

Y-12

5a 6is 0

Oak Ridi Tenn.

U-feldol g o z ó üae:

;

,i:U0 /JIO,/ r: beton /alul/ g : henger 2

2

operátor hi ányos t á j é ­ koztatása

x o a ó v i z hoz-. ir.egazaladás z á a d á s a Uoszcilláci­ oldathoz ókkal h«l,3 x l o ' 1

l / c táblázat Kritikus rendszerek

8 363 339 327 27o 236 69 69 23

fa: rad rad rad rad rad rad rad rad

Jel Dátum Hely

Típus Hotelj. Villamos telj.

Aktív zóna ü: üzemanyag d: dúsítás ni: moderátor r: reflektor Konstrukció g: geometria h: hűtőközeg

O

k

o

E s e m é n y e k

k

Karban­ tartás

Kezelés

Kiváltó

K ö v e t k e z m é n y e k

További e: energia h: hasadások 1: l e á l l í t á s

r.e^szalsdás soderatortöltés vé­ szint emelke h:?,4.x l o letlen indí­ das tása

k r i t i k u s U: f é n - U töltést gát' д a? V i n í a r a n d s z e r d: t e r m é s z e ­ ló retesze­ 531015 lés hiánya tes 3elgrád, Jugoszlá а: D 0 via

l a (

2

Pu-fel- Ц:РиО /Я0 / A 18 LASL dol^ozó 581330 H 0 /alul Los A l a - ilzom 5J h e n g e r пюа.Б.Ы. г

3

2

2

X 1 9 IC?P 59Ю16 Idaho Falls, Idaho

A 2c| AGK-211 59Ulo Basel. Svá^jc

OUfeldol-fi : U 0 / K ( > / ;ozé ttzei : beton /alul/ : henger 2

3

U-oldat nem bizton­ ságos tar­ tályba eresztése

2

H 0 2

но 2

Személyiét

Beren­ dezés

6 tS: 436 rad /halálos/ Л26 rad U 9 rad 414 rad 323 rad 2o7 rad 3 tő: 12 ooo ram /halálos/ 134 rem 53 rem •

7 tS. o l d a t elfce- megszaladás beta- és gam ma aktiv ae egyenként veredése h:4 x l o roszdlok is max« 5o rera 1: mikrobu­ meretlen borékok, ne mennyiségben utronhő-érséklet 1 9

zonaelemek felhőlyasosodási, ha­

Uzen-elés n é v leges t e l j e sitniányen

k r i t i k u s tts UO г rendszer l o o .7 d: 2 Q Я . / 1 kW/ m: p o l i e t i ­ lén r; g r a f i t g: téglateal

A 21 A l i s é kritikus 6oo315 rendszer Saclay, Francia­ ország

kaverí indi- a e g a z a l a d á s tása h:l,5 x lo П 1: oldat ke veredése

Pu-oldat nem b i z t o n ­ ságos t a r ­ tályba ereszjtése

Környezet

sadási gtzoi kilépés« a •Ízbe

szintvéde­ lem U геиképtelen

1.periódus- rudhuzás védelem té­ ves kikap­ csolása 2.téves rud busás

l/d táblázat Kritikus rendszerek

megszaladás h:3 x l o 1: Dopplereffektus, kézi utón működtetett vészleállitás 1 8

Típus Hotelj. Villamos telj.

Jel Dátum Hely

Aktiv zóna üzemanyag dusitás moderátor reflektor Konstrukció geometria hűtőközeg

Karban­ tartás

Kiváltó

Kezelés

További e: energia h; hatadások 1: l e i l l i t á *

Környezet

Személyzet

Beren­ dezés

aagszaladás Ь:б x - l o

A 22| LASb 600617 Los Alamos,IV'. A 23 ICPF 6lol25 Idaho Fallá, Idaho

K ö v e t k e z m é n y e k

E s e m é n y e k

16

U-feldol U : U 0 / Í I 0 / go го Uzen g: heagar 2

3

b-oldat nem rnegszaladás biztonságos tartályba a. h:6 x l o l i aikroburesztáse borélcolc, ne-

2

1 7

utronh&uárséklet

T.egszaladás zcnafél yors köse- Ы l o ^ - l o « itése 1: vészleál litás /zónafái gyors távolJ tása/ J

|A 24 OKUL Sritisua őllllo rends гег Oak Hldg« Tann.

Ц: féra-U d: 93 * r« pnraffln

gs 2 m -

sebességvál­ tó kapcsoló halves beál Utasának el mulasztása

?

goab

Pu-feldol -U: Pu vires józó Usern oldata 62o4o7 Hanford, g: hangar Яавп.

X 2 5 Hecuplex

к 26

operátor hi< ?u-oldat ányos tájé­ fel nem isnsrJ3e koztatása

Pu-oldat felszívása nem bizton­ ságos tar­ tályba

megssaladás h»8 x l o 1: oldat el-) párolgása 37 óra alati 1 7

3 f6: llo rem 43 rem 19 rem

siege zaladás b»3 x l o

LASL 621211 Los Ala­ mos, H.H.

A 27 Kukla I kritikus U: fés-U бЗоЗгб I rendszer r: Be és po LiTeraor» lietilén Calif. g: 3 koncant rikus hengex

1

1 6

hengerek hengerek hi tevés extra hei^-et jel­ bás szereié ooláció zésének hi­ Sí ánya

megszaladás ü-henger_ visszaesése Ы 4 x l o * l;hő tágulás, olvadás

l/e táblázat Kritikus rendszerek

7

15 kg U el­ égett lo kg U meg­ olvadt helyiség elszennyez5döt'. /krit.rend­ szer aegezüs tetve/

Sorszám

Jel Dátum Hely

Tipus H5telj. Villamos telj.

A k t i v zóna ü: üzemanyag d: d ú s í t á s m: moderátor r: r e f l e k t o r Konstrukció 9: geometria h : hűtőközeg

E s e m é n y e k

O k o k

Karban­ tartás

Kiváltó

Kezelés

i

A 26 »ood H i ­

rer J . S4o724 Vood H i ­ rer Junc­ tion, a.I. А

гэ

0-feldol U:U0 /H0 / g o só vi­ g : hangar zem 2

3

2

-

-

U - o l d a t nem biztons250? tartályba Öntése

U - o i d a t nem biztonságos tartályba antéee

K ö v e t k e z n i «

További e: energia h: hasadások 1> l e á l l í t á s

Í

-

megazaladás

aegasaladáa

White S . 650528 V/hlte Sands,

Környezet

Személyzet

1 «1 12 000 rad /halálos/

II «4M«

\ Зо Vanus 6512ЭО ::oi, 3*l?iusi

kritikus U:00 rands s e r d:7 S m:H 0 é s DjQ ieverVike g :hengerae fűtőelemek hatszögrács­ ban

A 31 .Vindacaii 7oo824 Seilafield, Anglia

i

A 32 ICPP 78Ю18 Idaho Falls, Idaho

1 . a l á í r á s o ­ abszorbanskat f i g y o l - rud k i h ú z á ­ sa k é z z e l r.a.n k í v ü l hagvó n i l v e leti utasí­ tás 2« m ű v e l e t i utasítás té­ ves végre­ hajtása

2

2

-

u j r a f e l ­ U: U - o l d a t dolgozó d: 82 % Usern

—

-

koncéntrácid-néro" hibás

—

•>

meg s z a l a d á s e 1 15 !Л'/а > li véssl«állitás /«.ode rá t o r leürítése/

magasaiadás h í fco. l o

1 5

e l ő i r t min­ U-konoentrá- nagasaladás t a v é t e l e l ­ c i á rr.ignore1 bi2.7 x lo mulasztása kedéae l i g o s - és gázbuborékol 1 1

l / f t áb l á z a t Kritikus rendszerek

Beren­ dezés

-

•»

1

1

híl,5 X le '

1

n y é k

1 fii 55o I gamma У r e d д. /nallJcaa/ 4 - 5 0 0 0 rad /balláb, amputálva/

«

2 fii o , o l Ov o , o 2 fly

Jel Di tu». haly

В 1

Х-1о 43оооо 0«к

Tip'JS 48talj. Villámot tal].

kutató­ reaktor 3,4 Ш

нха««,

521212 Chalk Rivar, Kanada

o

K*rh«ntartaa

Katelet

Kiváltó

x e v c t k e i m é n y e k

További ai energia hí hAtadatok li lttlllti

Kttrnyeiet

fütíolaa to fUtátlen dux 0,9 kj U0 kozjia ntghi «adáa. btí por e*y rákaiddá» b.4eodáte ttt 2

Stanálytat

••ran­ da tél

tuti

aáhány

tlaa t t V l U ta

najyaatrdoa baa b> leve{5 kutatdraaktor 4o ::.т

Ui fáa-U di t t r a . ai Djű f i hangárat fUtJaleaeie háta »birset-

kutató­ reaktor 1,2 ::.V

rudhutá« l.hUtdvls BV-rud fann l.tJvaa p o z i t í v void akadt ttaltpr.yiко«ffleien»« túe 2.folyamatot 2.tavat t z i rudhalycatball utaai-i Jeltát hlátat вуа 3«tavat rud 3.rektlvltát hutát alagtorból l a aüvflhatJ 4 ,ka talpasai vtk t l h t l y t aáta pulton aaa a e f f a l t 13 * 1

U) U-Al dt 9 o S ni HT)

távét biotlát

2

п но 2

i ivalafcu Í •ne sokból i l l ó fut<Sköteg h.: H,0 В 4

C a e n é n y e k

k

di term. ai g r a f i t Ki hen* a rat

?

Bora*-! 540722 Idaho Pal la Idaho

k

Ul fáa-U

ht R 0

вз

O

fUtSalaaak

Tann.

вг

Aktiv lóna us игаяапуа? d: dualtae я: moderátor r: reflektor Ko.ittrukcid 91 saomatria hi hUtökeiao

Hanford Pu-terыН r. 541003 Hanford, ЛааЬ..

U: di ni hí

U tanr.. «ráfit RjO

detektorok a t a Regft» l e l i alha. lyetáat

hütÍTlt t i l várráa

aegtialadáii kltnártákU Mo.e Ж lo 111 aederátoi leUrltáte 2 e

tbezorbent- aegttaladát rud klltlvá- Tártnál naat a aáná robb tntrból «fival h i 4 , 7 x l oК" li «ítfajli. dát, tdnaolvadát

nedvaa gra­ h e l y i tulna f i t okosta legadát fluxut-tor« sulitok 21» U b l á t a t Xutatoreaktorok

1 fái 29 fUtáalen 1, R ktioaodott /dekoatatl1 ttljtata aálát tarán/ a«go\v«4« «*ae n 3

aitaavesatt

v l t folyt ki « l a f t a r be / a k t i v aáaa laeaarálv*/

toaa agy rá ata loa a •u««ru kor«a balul t i l t ••árva

táaa atjFV rá ax« negál* vaát /r,tat »Untatva/

fUtáe)«ant^hibáaodH« tok

e

Tipus H5telj. Villamos telj.

Jel

.(TJ N tű

Dátum Hely

и

О Vi

A k t i v zóna u : üzemanyag d: d u s i t á s m: moderátor r: r e f l e k t o r Konstrukció g: geometria h: hűtőközeg

E s e m é n y e k

O k o k

Karban­ tartás

Kiváltó

Kezelés

K ö v e t k e z m é n y e k

További e: energia h: hasadások 1: l e á l l í t á s

Környezet

Személyzet

Beren­ dezi!

-

В 6 KHX 55o7oo Chalk RiTer, Kanada

kutató­ reaktor 4o : : Í / .

ü : Fu-U Л fUtŐ9lem> 1 . még В 2

gyors kutató­ reaktor 1 , 2 ОТ о , 2 IK

U: U - 2 r futóé le зе к d: 94 % rögzítése g: h e n g e r e s / p o z i t í v t e l f ü ő - ее sze j e s i t m é n y poritő e l e ­ tényező/ mek h a t s z ö g rácsban h : HaK

L.pe^iódusvó leleir. k i k a p ;solás3 >.lasru l e á l ­ l í t á s rnüködietése távelés b ő i

r e - a k t i v i t á s - negszaladáa kismértékű felszabadulái h:4-5 x l o kibocsátás pozitiv telj« l : v é s z l e á l sitrény-tény« l i t á s /refző a l a t t lektor e j ­ tése/

U: fém-ü d: t e r a . m: g r a f i t g : hengeres fűtőelemek négyzetrács­ ban h: levegő

hőmérsékletcsökkenés téves értel­ mezése

g r a f i t hőke­ '•Vigner-enex * 1Л zelése gia-okozta 7,4 x lo B< túlmelege­ d é s , u r a i és т , ; х IO B, grafit-tUz ' 13B . 2,2 x lo^

В 7

SBR-1 551129 Idaho Falls, Iiaho

В 3 llndscale Pu-ter>71oo3 melő r . iella- field. inglia •

U term. e-ráfit H 0

L.dugó b e n n felejtése 2 .nyor.ásinérő aibás b e á l l i tása

1 fűtőelem olvadása /zóna ú j j á ­ építve/

Pu-termelő г .

1

U: d: и: h:

r e a k t i v i t á s ' hUtőcsator- túlmelegedés csökkenés na forgalma' k o m p e n z á l á ­ nsk c s ö k k e ­ s a rudhuzás- n é s e / d u g ó sal alatt/

В 5 Hanford 55olo4 Hanford, .Vash.

2

-

+

L.hőelenek »lhelyezése ?.nem m e g f e ­ l e l ő szűrők

-

-

г

k í s é r l e t i fű­ tőelem t ú l ­ melegedése

-

-

1 7

X 3 1

1 fő: 4,6 R

!

i4

U

1

3

7

8

9

s

kísérleti fUtőelem o l • v a d a s a , Я-0 é s DgO-rend ezer ezenrnyeződéae /reaktor hel ' reállltva/ 4 o - 5 o fj-os zónaolvtdás /zónacserével újjá­ építve/

zóna t ö n k r e -un* /reak­ t o r megesün tetve/

.

c

2 , 9 "X l o 12B < ±,!

*°Sr,

1 2

l z

3,3 x lo B< nexesgáz4 1,3 x lo B< ' t t j 5oo km körzetben 6 h é t e n át elkobozva/ i b

C

2

11 2/b t á b l á z a t Kutató reaktorok

I

Aktív zóna E "3

Sorsz

Jel

1

Dátum Helv

Tipus Hotel]. Villamos telj.

ü: d: m: r: g: h:

E s e m é n y e k

O k o k

üzemanyag dúsítás moderátor r e f l e k t o r Konstrukció geometria hűtőközeg

Karban­ tartás

Kezelés

További

Kiváltó

e: energia h:. hasadások 1:

I

K ö v e t k e z n e

Környezet

Személyzet

n y é k

Beren­ dezés

leillitia

f

В 9 KEO 530523 Chalk

Kutatóés Pu-

River, Kanada

terselő reaktor 2oo Ш

В l o HTRS-Э 531118

kutató­ reaktor

Idaho Falls,

Idaho

ü: íér?.-U d: term. ra: D-O g : lemezek­ ből á l l ó fű­ tőelemek hat szögi-ácsban h: DgO

tokorás

ge / v i a - s z i kapcsolcja várgás/ hibás

•1: U0 ,Hi-Cr ötvözetben э : 2rH_ a : levegő

1. "lérőláncok áté;-ité se f2e. sdzeüt el tkstéogre-i téves beál­ lítása

2

В 11 SH3 kutatőr. U: U-Th 5Э0724 2o ::.; d: 2,8 56 S t . S u s a ­ 5.7 tr.V rr.: g r a f i t na, Cal. r: g r a f i t g: hengeres fUtóelemek, hatszö^rács h: KaK

l.kerintető Tetralin-leszivattyú rakodís f j tengelytömi- táele.ie'.cen táse 2. pozitív hőmérséklettényező

В 12 •.VTR 6oo4o3 .Valt;.

fűtőelemek tokozása nam megfele­ lő

ilill.

Perms.

4

anyag v i ZÍ U: U-Al gáló r . d: 93 % So i:s г.: H~0 r? HgC g: 3 koaxi­ á l i s henger alkotta fű­ tőelem, hat­ szög rács

1. t u l »уогз 1.2 fitSalar kismértékű felfutás lyukadása szennyező­ 2 . 4tra:íigír> 2 . ' e g y f ü t ő - dés 4o ha h'itésíneíc ki s l e n szátes^ t e r ü l e t e n ss íce " se ás é/jése

tö felfutási

3 s ö r t e l e n s e - s a b e s f á s át-

1 f5: 19 R /dekontamináláa köz­ ben/

»uto-.ata rud messzaladás 1 3 1 l t v ó s z l e á l . - 1,3 x lo B
9 1

:

lyukadáea 1 fűtőelem

teljes tönk reran«tele

zóna j e l e n ­ tós része megolvadt

x

hii-'ís c e ö k -

2 f'itoeler-

9

t u l 2.УОГЗ fsífutás

tulr.3le:edé! osSkksnt hütőköaeg-forgalom r.iatt

-

lo fiitőelen köteg meg­ olvadt /zóna ú j j á ­ építve/

neaee^áz: gyors reak­ tokozás e l - Uze irányai t i v i t á s - c s ö k v.ílt az üzem túlmelegedés 9 , 3 x l o B q kenés kompén a n ; / á g t ó l se zálása rudhuzással 12

.

1 fűtőelem olvadása

h: H 0 2

2/c táblázat Kutató]reaktorok

j

4

Jel Dátum Hely

В 13 SIr-1

61olo3 Idaho Fallá,

Idaho

Tipus HStalj. Villamos telj.

Aktív zóna ü: üzemanyag d: dúsítás m: moderátor r: reflektor Konstrukció gs geometria

Karban­ tartás

Kiváltó

Kezelés

h : hűtőközeg

ut Ü-AL-Hl l»egy rud felhusáss ша-егваЦ ds 93 % I ЮГ megazaladása : Hgö 5,2 kW vésethet g : l e n e s e k ­ hos .eaereléaből á l l d kö­ 2kor rudak tegek, négy emelési •ma­ setrács gassága h: H 0 niaca korlá/ v i s f o r r a l ó A t ozva

arototi-

K ö v e t k é z

E s e m é n y e k

O k o k

szabályozó rud дуога felhúzása kéz s a l

rud felhuzá sa az e l í Í r t n á l magaaabbra

További . : energia h» hasadások li leállítás

mé n y a k

Személyzet

«árnyasat

Beren­ dezés

131

msgezaladáe I s ,, 3 haláleset 16 fUtíe : 5o-3oo 3,7 x lo"B< /robbanáatól' alám meg/ e l e ó 16 ó n . 14 f i i olvadt, usr« ' 1:vízforrás ч -г t«12 »„ 27 R, 16 R épület e l éa fűtőelem /3o /•%í nap/ M B / ^ jj5 27 R, 15 R ssennyes5f* olvadáe *>Srt 25 R. 11 R /reelrlor 3,7. x l o S q 23 R, 9 R megecO&tet. 137 21 R, .7 R. ve/ R |

u

R

Mt

Q 9

2

C i J

i

a — 1 AIO«. 18

R,

6 R

i l L L i r - ^/mantéa aoaoBosgá** 3,7 x lo B<

1

T

i

a

/

14

ви

ВТК

611212 Idaho Fallá, Idaho

П-il aayas93 « visagálo reaktor mi HgO 175 ИИ rs Ba g : lemezek­ ből á l l d kS tagak, négy azögráoe h: B 0 anyag- U: Ü-Al viaagáló d: 93 % reaktor m: B,0 40 ЮГ g: iveit la mesekbSl Al l ó kötegek, nágyazográc: r» Ba

plexi-doboz reaktorban felejtése

•«

hüt5ceator- túlmelegedés na forgalmi­ nak csökkan« se / p l e x i doboz a l a t t /

m

'

6 fUtíelea 18 l e s e z e klemé rtéksbea megol­ vadt

a

в is мта 621113 Idaho Fallá, Idaho

h«

tartályie« dél-toaitás beejtéae reaktorba

-

csatlakozó ca5 tömite. eéaek beejtée-j reak­ torba

-

hUtócaatoraa tuloalegedéa forgalmának csökkenése /tartályfedel-tömitái miatt/

-

•»

1 fUtóelemlsirez kieebl olvadása

-

1 fUtdalemlesr.es ? o 5o A-a meg­ olvadt

но г

8 16 ORR 63o7ol Oak Riege. Tana.

kutató­ reaktor 3o Ka­

O-Al 93 *

Ho 2

Ba mint IHR

h ü t ó c s a t o r - iulaelagedáe 1 3 1 na forgalmá­ 5-7 x lo Bq nak caükkena ea / c e í t B m i táa m i a t t / I s

9

но г

2/d báblázat Kutatói reaktorok

о I

'Aktív zóna ipus ü : üzemanyag HStelj. d: ajsitás moderátor Villamos m: reflektor Konstrukció geometria telj. hűtőközeg

t Jei Da: ur. Hely

O

k

o

l^j ,-erai-l ö6loo5 !le&oona • Beach, :"ich.

-yore 3zaporit< realtor 2oo SEi 60 ST.7

U: U-LIo d : 2 5 . 6 it. з: g: hengiree fűtőelemek, nágyszörács h i На

hUtokb«el­ terelő leача rögzítő se

)! Luc e n s !59ol21 jLucens, I Svájc

kisérlsti егози 3o Ml 7.6',-J

U: U-Cr d: 0,96 Й в: Н 0 -

1.viaszatért hűtés 2. párhuzamot hutőcsator»ikkal felé pltett kötej 3.ventillá­ tor-tengely tömítése

2

g: hengeres fütőeleaekből álló kö testek, négy szögrácsban h: C D

Karban­ tartás

ntltőgáz e l vizesedése ventilláíoi próbatlaeme alatt

K ö v e t k e z m é n y e k

U: Ü 0 d: 3 . 6 3 % я: н о 2

2

r : .HgO g: hengeres fűtőelemek, négyzetrács h: а 'vi zf orral 6

Kezelés

Kiváltó

További • : energia h : hasadások li leállítás

Környezet

Személyzet

Beren­ dezés

hütőceatorna tulnelegedéi forgalmának csökkenése /elszabadult hűtőközeg te relő-lenez niatt/

2 fUtőköteg megolvadt 2 fUtőköteg deformálódó* /reaktor 4 ér mulra uj ra indítva/

hütőcsatorna or^-jl.-nának csökkenése /korróziós teraákek a l ­ att/

1 köteg meg olvcdáss D 0-tartály sérülése /reaktor o*g szüntetve/

1.fűtőelem %• .„ o l v a d á s , é g é i 3 , 7 z l e Bq 2.kalandria-+hasadási c s ő lyukadé*azok ea 3 . % - D 0 re akció 4. D 0 kifo­ lyás fő-gőzveze­ zóna 1/3-a t é k m e g k e r ü ­ htitőviz nélkUl Darád lő szelepe bezár 2

2

2

2

Б 19 LACS.VE erőaü 7oo515 165 '-Я 1л Cross« 52 :зт (•Vise.

E s e m é n y e k

k

1

s z e l e p r e zér> lő hidrauli ka nyomassza bályozója hibás

но

2/e táblázat Kutató reak torok

/2 nap múl­ va újra in­ dítva/

I

Jel Dátum Hely

С 1 St.

Tipus Hotelj. Villamos telj.

eroau

Iiaureat-1 1652 -Г.Т 691о17 487 И Loir et

'jranciao.

E s e n é n y e k

Aktiv zóna üzemanyag

K ö v e t k e z m é n y e k

dúsítás

moderátor reflektor Konstrukció geometria h: hűtőközeg

Karban­ tartás

Kezelés

hibás átra­ berakás ké­ kási pro­ zi v e z é r l é s ­ gram s e l TLVSDiS jelzés elle­ nére

us и-:« d: term. a: grafit g: hengeres fűtőelemek, hatszögráce h: C 0

Kiváltó

További es energia h: hasadások 1: leállítás

Környezet

Személyzet

Beren­ dezés

hütőcsatornaltúlinelesedés forgalmának csökkenése /grafitjersely a i a t t /

5 fütőf.len /5o te U/ olvadása /reaktor egy év múlva ú j ­ ra i n d í t v a /

turbina meg L. turbina kerülő szeli r e a l t o r 1< рек zavarje l á l l á s a hatására í.vizszintnyitnak ía nyoaasnöreksdés r. tartályban }.biztonsági szelepen át riz és gőz ci bocsátása leruetikus serbe. kondenzátor, Teagervizcső korrózi­ betöres pri ója, lyulca- mér körbe dasa

hermetikus térben elhe­ lyezett v i l ­ lamos beren­ dezések /ká­ belek, coto rok, stb/károsodtak / 2 hónap mul •a újra i n ­ dítva/

2

с г Dresden-2 ooóo5

rundy County, Illinois

с э aiiston« 2o9ol iateriord ?onn.

С 4

Vermont Y. 731Ю7

Vernon. Vermont

visforra. U: U 0 lő eróbü d: 2 5S 2255 -:a a: HgO 715 "V g: hengeres fűtőelemek négyzetrács h: H,0 2

vizforra lő erSrnii 2oll Т.Г.7 652 ::.-

•iiforra ló er5r.il 1593 :г.7 513 ::
u.a.

1. s z a l e p v e - vizszintmézérlő hidrau rő beragad l i k a zavarár zékeny 2.csak egy vi«szintmérő ran beépítve

kondenzátor csövek anya ga: A l - t a r talrau s . r é z

1 . r e t e s z e l é t szabályozó rud felhúzá­ bénítása 2.rud f e l h a sa tott állarol ban f e l e j t é ­ se

3/a táblázat Atomerőmüvek

•életlen kritikusság l t k é z i rudhuzáe, v é s z leállítás

12o l o k á l i s teljesítmény monitor meg­ hibásodott

Jel Dátvu« Hely

Aktív zóna Típus Üzemanyag KStelj. dúsítás VÍ i i»«w,ei moderator m:

telj.

С 5 Surry-2 731210 Gravel Hack» Virginia

IVOffiOtV rizea aró

С 6 Beznau-1 74o32o Beznau, 3vájc

íyomott rizea агб

С 7- Browns J . 75o322 Decatur. Habarna С 8

С 9

2546 IW 8 1 2 M»

113o Г» 3 5 o ÍM

vizforra l ő eröaril Э293 MH l o 6 5 »JÍ

tobinaon a y o a o t t vlaas Г5о5о1 l a r t a v i l l , егбаЦ C a r o l . 22oo> IiJ 7 o o HW Cooper 75llo5 Brownvilla, He o r .

E s e m é n y e k

vizfor- • taio е г о ли 2381 1Г.Т 7 7 8 SSV

Konstrukció

g: geometria h: hűtőközeg

Karban­ tartás

Kiváltó

További a: e n e r g i a hí hasadások 1: l e á l l í t á s

buvónyilás «árszerkeze­ t e nemmegfellelő

buvónyilás fädele icinyilt

k»lsá légnyo máa agy tSt containment belsejébe repit -

nyomáscsök­ t u r b i n a под kente a z e l e p k e r ü l ő з г е f e l e r o a i t é a e l e p nüködéal hibája

turbina leál­ lás után seg kerülő sze­ lep nem nyit

1 . nyoaáacaö lekent 5 azelep leazi kad 2. v i a f e l ­ forr 3.contain­ ment be p r i ­ mer r i s f o ­ l y i k Id

Cábelcaator- a z i v á r g á a iák e l r e n d e ­ v i z s ^ á l a t lése gyertyával

kábelcaator- n a g y i c i t e r j e na tömitáEe désU k á b e í meggyullad tUz

r

Környezet

Személyzet

prlraár szi­ vattyú t ös­ sze l e n e é l яе< hibásodtak

l.gáatalanl tó azelep hlbáa h e i y zetjelzéae 2.1ете53mintavevó' bekapcaolá aa

szikra kelet hidrogénкегеэе robbanás

Beren­ dezés

1 tő aul-roa sérülése

l o a $ kár / 1 eV rsulva ú j r a Üzembe helyezve/

containment. ba primer viz folyik :vi ki

priaér aziv a t t y u tömazelencéje hibás

3/b táblázat Atomerőmüvek

K ö v e t k e z m é n y e k

5oo nr v i z a contain­ ment ben

talaj mentén 1 t5 e u l ' o a kiersérttücü 1 Г5 könnyű sérülése kibocsátás

Sorszám

Jel Dátum Hely

С le Raacho S 77o32o Sacra.-.ea to, Calif

Tipus HStelj. Villamos telj.

A k t i v zóna ü: üzemanyag d: d u s i t á s m: moderátor r: r e f l e k t o r Konstrukció g: geometria h : htttökäzeg

Karban­ tartás

Ízzé beejté s e működő áramkörbe

nyomottvizas erőmű 2772 ÍM 913 ST

С И D a v i s В. n y o m o t t vizes 770924 Oak Har­ erőmű 2772 M bour, 9 l o aa Ohio

O k o k

E s e m é n y e k

Kezelés

Kiváltó

K ö v e t k e z m é n y e k

További . es e n e r g i a bt hasadások 1: l e á l l í t á s

Környezet

zárlat a hibás v í z ­ t e c h n o l ó g i a i s z i n t raerés n é r ó r e n d s z e r miatt'gőz­ fejlesztő ben

Személyzet

ea

Beren­ dezés

e«

vízszintje noroális ér­ ték alá majd fBlé osgy

^

m

srőzfejlesztő táp/lsellátá ea k i e s i k

szelepvezér16 á r a - k ö r ­ ben j e l f o g ó liánjzik

l.nyomásszsbályozó sze­ lep oszcil­ lál és bera­ gad

a»

2.vis fel»

forr r. tar­ tálybea С 12 C r y s t a l Kiver 771212 Red L e ­ v e l , Flo rida

ayomot'tvizes erőcU . 2452 Ш 325 KM

С 1 3 Bruns bat­ T i « f o r r a ­ tel l ó aroaii 2292 :.П 78o618 Bruns but 77o ::.v tel.KiZX

*й

köteg esik

c i é g ő méreg t ö t eg h i b á s

csőcsonk re

zonanclája 4

.

s z é t ­ köteg-alkatrészeket a hűtőközeg e l sodorja

l.BV-rendcsőcsonk t ö ­ szar bénítá­ rése f r i s e sa 5őz-vezeték­ 2 . r e a l t o r l e nél állításának elmulasztá­ sa

1 köteg

szétesett, gőzfejlesz­ tőt megron­ gálta /7 hó nap múlva újra indít­ va/ 1 3 1

frissgős kiIi _ áramlása 4,8 z lo'Bq gépházba é s / k é m é n y / környezetbe &/tetős zelep/ nemesgázt_ 1

3

x

a»

u

l z

1.3 x i o a /kémény/

'

1 0

7.4 x lo B< /tetős zelep/

1

,

3/c táblázat Atome römüvek

'

E

Sorsz

Jel Dátum Hely

С 14 ТИ1-2 790326 Goldsboro. Penna.

Tipus HStelj. Villamos telj.

A k t i v zona u: Üzemanyag d: d ú s í t á s m: moderátor r : r e f l e k t o r Konstrukció g: geometria h: hűtőközeg

nyomottvlzea erómü 2772 :.:.Y 9o7 JM

L. n y o m á s s z a ­ bályozó s z e ­ lep helyzetj e l z é s e megjizhatatlan '.zóna-hőoér j é k l e t mérő r e n d s z e r mé­ réshatára a Lacaony

i

E s e n é n y é k

O k o k

Karban­ tartás

1.üzemzava­ ri tápszi­ vattyú sze­ lepeinek zárva felej< tése 2.nyomassza bályozó sze­ lep s z i v á ­ rog

Kiváltó

Kezelés

l.szaiaszo- ' ló szilen mo-;kósstt záráfa 2.befecsken­ dező s z í v a t ; tyúk l e á l l í ­ tása 3.főkerin5T tető szivaty tyúk l e í . l l l - i tása

-^-.fejlesz­ tő';: t á p s z i ­ vattyú! l e ­ állnak

1

További e: energia h:.hasadások 1: l e á l l í t á s

X ö v e t k e z m é

Környezet

Személyzet

1.nyomáss z a - 1 3 1 3 fő: bdlyozó s z e 4 ? л ,. í - l l - n » e g y e n k é n t lep nyitva 3 * 4 rem noaeagáz: marad 2.nagynyomá­ o,7 • 3,7 sú befecskei x lo Bq dez5 s z i v a t y 8 fcn-ea kör tyukat l e á l - zeten belUl litíák 1. bezárták 3.fokéring- a« ialrnláVat tető szivat5|5" ,riíIZ r " I s

1 7

_

n y é k

Beren­ dezés

fűtőelem-to­ kozások 5o %-m o x i d á l ó ­ dott, elron­ csolódott. fűtőelemek szétestek, összatöredez

tek

_

1

rad

си

Oyster vizfor­ raié erő Creek att 79o5o2 193o :r.V Lacey 64o :si Tonnahip N.J.

С 16 C r y s t a l River-3 8oo226 Rad L e ­ v e l , Flo rids.

nyomottvizes erőmii 2452 Z.i . P25 :."v

egyik Uzeai talék hibás

-_ *

házitar­ trafó

zavarjel

-

l.gőzfejlesz tók t á p v i z e l látása kieSlk • 2.пуогааввга1balyozo s z e ­ lep kinyit

nyomtatott áramköri kártya csat lakosőja hi báa

3/Q

l.veszleállitás 2.tápszi­ vattyúk k i ­ esése. 3.vízszintcaökkenés a zónában hasadó t á r ­ csás, és b i z tonsági sze lepen *t viz áranlik a contain­ ment be

.

e

15o m^ p r i a é : v i z Jut a contain-

aentbe

t. á b l á z a t

• Atoiriíirőmüvek

1

•

Aktiv zóna Jel Dátum Hely

Típus Hotelj. Villamos telj.

E s e m é n y e k

O k o k

üzemanyag dúsítás moderátor reflektor Konstrukció geometria h: hűtőközeg

С 17 Taurugs. T Í zt orral ó erSaii 61o3o8 lo64 MV/ Tsuruga City. 34o 1TV . Japán

Karban­ tartás

Kezelés

Kiváltó

K ö v e t k e z m é n y e k

További Környezet

•: energia h: hasadások

Személyzet

Beren­ dezés

1: l e á l l í t á s

В Ев l e p n y i t va f e l e j t é s e

v i z kiáram­ lása a n y i ­ tott szele­ pen

szennyezett 1 hónappal v i z kibocsá később Too tása * ten m-re a part' t ó i l o z -oi gerbe h á t t é r t mér 6

tsk °Co és 5 4

: 18 Ginna 820125 iffayne County, - Y.

tyomottrizes erő nü

1300 ua 42o Ш

gőzf e j l e s e ­ t ő csövek anyaga: Inconel

to-ból

g ó r f e j l e s z t ó gSzki bocsá­ kismennyisétás szekun­ gU aktiv gÍJ csőtörés derköri biz kibocsátása tonsági sze lepea át

3/e táblázat Atomerőmüvek

j a v í t á s mi­ a t t 3-5 h ó ­ napos á l l á s

-

2.1

127 -

Okok

2.1.1

Konstrukciós hibák

Az alábbiak szerint csoportosíthatók: 1./

Olyan hibák, amelyeknek a felismerése általános érvényű nukleáris biz­ tonsági szabályok megfogalmazásához vezetett, így pl.t - LASL /450821/, LASL /460521/: kritikussági kísérletet csak távvezér­ léssel szabad végezni; - Hanford /511116/, Jemima /520418/: korlátozni kell a reaktivitás felszabadításának =i sebességét; - ORNL /540526/, Godiva /570212/: megbízhatóan kell rögzíteni az aktiv zóna elemeit és a kísérleti berendezéseket; - NRX /521212/: csak egy helyen, a vezénylőpultnál legyen lehetőség olyan beavatkozásra, ami reaktivitásfelszabaditást eredményezhet; - SL-1 /610103/: egy rud felhúzása vagy beszorulása esetén a többi rúd­ nak még megbízhatóan le kell tudni zárni a reaktort.

2.1

Célszerűtlen konstrukciós megoldások: - SRE /590724/: keringtető szivattyú tengelyének a tömítése; - Lucens /690121/: reentrant hűtés, párhuzamos hütőcsatornákkal fel­ épített köteg; - BrunsbUttel /780618/: meleg levegő befuvatására szolgáló csőcsonk elhelyezése.

3./

Nem megfelelő anyagválasztás, pl.: - Millstone-1 /720901/: aluminium-tartalmu sárgarézből készült konden­ zátor-csövek; - Ginna /820125/: Inconel gőzfejlesztő csövek.

4./

A szerelés során elkövetett mulasztások, pl.: - Davis Besse-1 /770924/: tartó jelfogó kifelejtése a szelepvezérlő áramkörből; - Crystal River-3 /771212/: hibás alkatrész beépítése az egyik kiégőméreg kötegbe.

2.1.2

Karbantartási hibák

A balesetek okainak elemzésével foglalkozó munkákban általában nem térnek ki a karbantartás során elkövetett hibák szerepére [6, 87]. Az alábbi felso­ rolás, amely az ilyen hibák négy típusát ismerteti, azt bizonyltja, hogy ez a szerep egyáltalán nem elhanyagolható. 1./

A balesetet közvetlenül a hibás karbantartási művelet váltja ki. Pl.: - Sl-1 /610103/: szerelés közben a rudat az előírtnál magasabbra emel­ ték;

- 128 -

- Browns Ferry /750322/: a kábelcsatorna tömítése meggyullad a szivár­ gásvizsgálatnál használt gyertya lángjától; - Rancho Seco /770320/: egy kicserélt izzó beleesik az áramkörbe és zárlatot okoz. 2./

Karbantartás közben elkövetett gondatlanság. Pl.: - Hanford KN /550104/; ETR /611212/; MTR /621113/; ORR /63O701/: idegen anyag bennfelejtése a zónában; - TMI-2 /790328/: üzemzavari tápszivattyú szelepeinek zárva felejtése.

3./

Szükséges karbantartási munkák el nem végzése. Pl.: - NRU /580523/: felfutási sebesség kapcsolója hibás; - TMI-2 /790328/: nyomásszabályozó szelep szivárog.

4./

Atalakitási munkák során elkövetett mulasztások. Pl.: - Godiva /540203/: reteszelés visszaállításának az elmulasztása; - ORNL /611110/: sebességváltó kapcsoló helyes beállításának elmulasz­ tása; - HTRE-3 /581118/: mérőláncok átépítése, megfelelő körültekintés nélkül.

2.1.3

Kezelési hibák

Az emberi tényező a nukleáris biztonság megreremtésében korábban is megha­ tározó szerepet játszott. A helyzet napjainkban sem változott. Ennek a bizo­ nyítására elég a TMI-2 baleset végső tanulságára utalnunk. Eszerint a bal­ eset alapvető oka az volt, hogy a biztonságot a műszaki berendezések tökéle­ tesítése révén kívánták garantálni, emellett elhanyagolták az operátorok kiképzését, megfelelő üzemzavari előírások elkészítését. A kezelési hibákat az alábbiak szerint csoportosíthatjuk: 1./

Figyelmetlenség, melynek következtében az operátor tevékenysége nem fe­ lel meg a kapott kiképzésnek, az üzemviteli előírásoknak. így pl. a ZPR-1 /52O602/ balesetnél az abszorbensrud kiemelése előtt elmulasztották a moderátor leürítését. A VENUS /651230/ balesetet két tévedés egybeesése váltotta ki: az Írásbeli műveleti utasítás kiadásánál az ügyeletes mérnök figyelmen kivül hagyta azt az előírást, hogy az abszorbensrudat csak leeresztett moderátor mellett szabad a rendszerből eltávolítani. A megszaladás ennek ellenére nem következett volna be, ha a technikus nem cseréli fel a megadott műveleti sorrendet.

2.1

Helyzetfelismerés hiánya. Annak érdekében, hogy az operátor megfelelő módon le tudja vezetni a balesetet, szükséges, hogy a mérőműszerek által szolgáltatott - gyakran hiányos, sőt félrevezető - információt megfele­ lően értékelje. A helyzet félreismerésének legszembetünőtt példája a TMI-2 baleset. így ugyanis az operátoroknak órákig fogalma sem volt

- 129 -

arról, hogy mi történik a rendszerben, igy levékenységűk azt eredményez­ te, hogy a kezdeti üzemzavar súlyos balesetté fejlődött ki. További példaként szolgálhatnak a Hanford KW /550104/ és a WTR /600403/ balesetek, amelyeknél az operátor a hirtelen reaktivitáscsökkenést rudhuzással kompenzálta anélkül, hogy annak okát megvizsgálta volna. 3./

Egyszerű tévedés /mellényulás, nyelvbotlás/, amelyet az illető rend­ szerint azonnal helyesbíteni igyekszik. így pl. az NRX /521212/ esetnél a főoperátor téves utasitást adott ki. Tévedését azonnal észrevette, de nem volt módja a helyesbítésre. Az EBR /551129/ esetnél az operátor tévedésből a lassú leállítás gombját működtette, s bár a kísérletvezető azonnal beavatkozott, a késedelem súlyos zónakárosodáshoz vezetett. [6] felhívja a figyelmet arra, hogy 3 súlyos baleset - LASL /581230/, SL-1 /6101C3/, VENUS /651230/ - közvetlenül az ünnepek közelében tör­ tént, ami hozzájárulhatott az operátorok figyelmetlenségéhez.

2.2 2.2.1

A baleset lefolyása Kiváltó esemény

Megszaladásra akkor kerül sor, ha a rendszerbe olyan módon visznek be nagy reaktivitást, hogy azt a BV-rendszer nem tudja kompenzálni. A BV-rendszer "két vállra fektetésének" a legegyszerűbb módja annak kikapcsolása, ill. ha­ tástalanítása. Ez a körülmény négy esetben - NBR /491200/, Vinca /581015/, Alizé /600315/, SL-1 /610103/ - készítette elő a talajt a megszaladáshoz. Gyakran a reaktivitás felszabadítása olyan nagy sebességgel történik, hogy a BV-rendszer - tehetetlenségénél fogva - nem tudja a megszaladást elhárítani. Ennek a medja a legkülönbözőbb lehet: abszorbens felhúzása, moderátorszint növelése, reflektor megváltozása, abszorbens vagy hasadó anyagok elmozdulása a zónában, zónafél közelítése, urán v. plutónium oldat geometriájának v. kondentrációjának a megváltozása, stb. Kutatóreűktoroknál a megszaladás kialakulásában gyakran jelentős szerepet játszik << pozitív visszacsatolás, melynek következtében rövid idő alatt nagy reaktivitás szabadul fel. A jelenség oka különböző, pl.: - NRX /521212/: a nehézvizes reaktor hűtésére használt könnyüviz üregtényezője volt pozitív; - EBR-1 /551129/: a gyorsreaktor fűtőelemeinek a deformációja váltotta ki ezt a hatást; - Hanford-1 /541003/: a grafitba beszivárgott viz elpárolgása játszott szerepet; - SRE /590724/: a moderátor és a hűtőközeg hőmérsékleti tényezője volt pozitív.

- 130 -

Pozitív visszacsatolás nemcsak reaktivitással kapcsolatban alakulhat ki, a Hindscale /571008/ esetnél a jelenség a Wigner-energia felszabadítása során a hőfejlődés felgyorsulásában jelentkezett. Nem egy esetben a balesetet az váltotta ki, hogy egy - valóságos v. látszó­ lagos - gyors reaktivitás-csökkenés hatását az operátor v. az automatika rudhuzással kompenzálta: pl. Hanford KW /5S0104/, HTRE-3 /581118/, MTR /600403/. Hasonló esetek elkerülésére több reaktornál a periódusvédelmet ugy módosították, hogy gyors reaktivitás-csökkenés hatására is figyelmeztető vagy vészjelzés lépjen fel. Gyakran vezetett balesethez valamelyik hütöcsatorna elzáródása, amelynek oka kUlönböző volt: a./

véletlenül a zónába került, vagy ott felejtett anyag: - Hanford KW /550104/: záródugó; - ETR /611212/: plexi "néző-doboz"; - MTR /621113/: tartályfedél-tömités; - ORR /630701/: csőcsatlakozó-tömítés; - Permi /661005/: terelő lemez; - St. Laurent /691017/: záródugó;

b./

hütócsatorna korróziója: Lucens /690121/;

c/

szerves anyag lerakódása a hütőcsatornában: SRE /э90724/.

2.2.2

További események

Megszaladásnál a teljesítmény görbéje általában két szakaszból tevődik össze: egy keskeny csúcsból és egy azt követő platóból /2-2. ábra/. Előfordul, hogy adott esetben több teljesitménycsucs is fellép, egyes esetekben pedig nem alakul ki plató. A görbe menetét egyrészt a bevitt reaktivitás nagysága és időbeli változása /ugrás v. folyamatos emelkedés/ határozza meg, másrészt pedig a teljesítménynövekedés által kiváltott leállító mechanizmusok: az üzemanyag hőtágulása, a Doppler-effektus, a folyadék felforrása, hasadási gázok okozta buborékok, stb. Anélkül, hogy a kérdés részleteinek tárgyalásába bocsátkoznánk, • 4. táblá­ zatban - a nagyságrendek érzékeltetése érdekében - [1] számításai alapján összefoglaltuk néhány megszaladás főbb jellemzőjét. A táblázatban a *Ak/l, itt Ak а többlet-reaktivitás, t pedig a neutron-élet­ tartam; T a promptkritikus állapot beállta és a teljesítmény tetözése közt elte't idő. A csúcs szélességét a maximális érték felénél adjuk meg.

1 Reaktor

Dátum

H a s a Csuci

Dragon

450211

6xl0

1 5

LASL

450604

ЗхЮ

1 5

LASL

450821

l,8xl0

1 5

1 4

IASL

460521

l,8xl0

WBR

491200

ЗхЮ

1 5

Aquarium

510201

6xl0

1 5

h^nxord

511116

exio

1 6

Jemima

520418

10

1 5

ZPR-i

520602

l,22xl0

1 7

Godiva

540203

5.6Х10

1 6

1 в

d i i o k

Maximális a

s z á m a

Plato

összas

0

6xl0 3,3xl0

[mS]

[ms]

[s]

1 5

-

10

-

0

1 6

-

-

-

5

1

1 6

8,2xl0

1 5

10"

1 5

1 5

ЗхЮ

10

4

2

0,35

0,8

10

3

15

3,5

0,28

-

1,5

3xlo"

3,3xl0

1 6

1 6

10

1 7

-

-

M

0,1

16

-

-

-

0

4,3

0,44

600

19

0

0,018

0

5,4

0,5

7,4

0,37

0

1100

100

0

0,012

0

9,5xl0 0

BxlO

6,25

1 6

SxlO

0

l,22xl0

1 7

100

0

5,6xl0

1 6

1 6

5

0,24

5xl0

1 7

4,8xl0

2

78

3

ORNL

560201

l,6xlo

1 7

0

l,6xl0

1 7

6,lxl0

Honeycomb

560703

3,2xl0

1 6

0

3,2xl0

1 6

40

Godiva

570212

1.2X10

1 7

0

l,2xl0

1 7

2,lxl0

1,3х10

1 в

10

LASL

581230

l,5xl0

1 7

ICPP

591016

10

1 6

540722

4,68xl0

1 8

1 Borax-1

l,29x!0

l t t

0 4X10 0

3

l,6xl0

5х10

580616

SxlO

1 в

540526

Y-12

3500

l,5xl0

1,4х10

ORNL

1 6

Csucs Plato BzélmBMégm időtartam

IS" ]

ЗхЮ

2.86X10

T

5

0,19

-

-

-

170

l,5xl0

1 7

-

-

-

0

4xl0

1 9

-

-

-

-

4,68х10

1 в

385

6,5

0

1 9

" 4.

<р,з

táblázat

- 132 -

10*

I

I

:

10

% 102

Jt

Ю

a

I

Plato (kritikus)

kezdett csúcs

idő

A. táblázatból kitűnik, hogy a plató részesedése a hasadások összes szántából igen változó. Hosszura nyúlt plató esetén elő­ fordul, hogy itt nagyságrendek­ kel több hasadás történik, mint a csúcsban, pl. y-12 /580616/. A plató megnyúlása egyébként feldolgozó üzemekben tőrtént megszaladásoknál több izben meg­ figyelhető, így pl. a Recuplex -szubkritikus /6204O7/ esetnél 37 órába /!/ telt, amig az oldat elpárolgása folytán a rendszer szubkritikussá vált.

Mint az az 1., 2. és 3. táblá­ 2-2. ábra Megszaladások általános zatból látható, a hasadások öszteljesitménygörbéje szes száma négy nagyságrendet fog át, 3xl0 -t61 6xl0 -ig változik, az ennek megfelelő energiatartomány 0,O9 MWs-től 1729 MWs-ig terjed. A rövid idő alatt történő energiafelszabadulás hatására egyes esetekben össze­ tett eseménysorozat alakul ki. így pl. az SL-1 /610103/ balesetnél a hirtelen fejlődött gőz nyomása felgyorsította a zóna feletti vizoszlopot, amely a tar­ tály fedelének ütközött, majd a csőcsatlakozások elnyirása után a tartályt a mennyezetig repitette fel. 15

19

Előfordul, hogy egy egyszerű fűtőelem-olvadás hatására is összetett esemény­ sorozat jön létre. A Lucens-ben /690121/ a fűtőelem megolvadása és égése a nehézviztartály lyukadásához vezetett, majd Mg-D 0 reakcióhoz és nagymennyi­ ségű P 0 elfolyásához. 2

2

Gyakran az operátor aktivan vesz részt a baleset lefolyásának irányításában. Windscale-ben /571008/ többnapos küzdelem után sikerült a zónában keletke­ zett tüzet megfékezni. Mint már utaltunk rá, az operátorra jelentős szerep hárul erömüvi üzemzavarok eeeményláncának irányításában is.

2.3 2.3.1

Következmények Környezeti hatások

Kritikus rendszerekben jelentéktelen mennyiségű hasadási termék keletkezik, a környezetre nézve potenciális veszélyt magának a hasadó anyagnak a szét­ szóródása jelenthet, baleset esetén. Ilyen csak egyszer fordult elő /Hanford

- 133 -

- 511116/, amikor is a megszaladást követő tUzvész néhány gram plutóniumot szabadított ki a szűrőkből. Nagyobb teljesítményű reaktoroknál általában a konstrukciós megoldások egész sora szolgál a hasadási termékek visszatartására baleset esetén. Az egyik legfontosabb gát - a viz - szerepét azonban csak a TMI-baleset kapcsán vég­ zett vizsgálatok világították meg. Korábban a hatósági előírásoknak megfelelően készült - biztonsági jelenté­ sekben és a reaktorbiztonsági tanulmányokban /Rasmussen, Birkhofer, stb./ feltételezték, hogy a baleset esetén a jódkibocsátás a nemesgázokénak 25 %-át teszi ki. TMI-2-nél viszont a vártnál 5 nagyságrenddel kisebb jódkibocsátást mértek [79]. A jelenséget - eddig figyelmen kivUl hagyott - kémiai folyamatokkal magya­ rázták [39, 78]: a fűtőelemben hasadási termékként keletkező jódból és cézi­ umból CsI keletkezik, ami igen stabil vegyület és vizben jól oldódik. A sérült fűtőelemből kilépő CsI - amennyiben viz van jelen - vizes oldatba megy át. Az oldatból jódtartalmú gáz /I » HOI, CH,I/ csak kis mennyiségben és lassan /több nap alatt/ szabadul fel oxidáció vagy szénhidrogén-tartalmú anyaggal /pl. festék/ való reakció révén. Az oxidáció lug /NaOH vagy CsOH/ jelenlété­ tan nagymértékben gátolt. 2

Az illékony hasadási termékek egy része - hidroxid képzése után - közvetlenül oldódik vizben /rubidium, stroncium, bárium/. Az oldhatatlan aeroszolok pedig a gőzatmoszférában kondenzációs magként szerepelnek és lecsapódnak /pl. tellur/. Vizet nem tartalmazó reaktorokban természetesen a fenti hatások nem érvényesülnek. Egy Ízben került sor olyan mértékű kibocsátásra, hogy a lakosság védelme ér­ dekében hatósági intézkedés vált szükségessé. Ez a baleset /Windscale 571008/, amely egy lég.iütésü grafitreaktornál következett be, tekinthető környezeti hatások szempontjából az eddigi legsúlyosabbnak. Itt az üzemanyag napokig izzott, ezalatt a hasadási termékek a durva szűrőn keresztül úgy­ szólván akadálytalanul jutottak ki a szabadba. A kibocsátott aktivitás még Norvégiában és az NSZK-ban is mérhető volt. A hatóság igen gyorsan és hatá2 sosan intézkedett: a reaktor 500 km -es környezetében elrendelte a tej elkob­ zását. Az intézkedés 6 héten át maradt érvényben, s ezáltal elkerülhető volt a lakosság meg nem engedett mértékű Sr és I inkorporációja. A TMI-r2 balesetnél a kibocsátott aktivitás nem tett szükségessé hatósági intézkedést. Pennsylvania állam kormányzója midössze a 6 éven aluli gyerme­ keknek és a terhes anyáknak javasolta, hogy hagyják el az erőmű 8 km-es kör­ zetét. A kiürítési javaslatot annak alapján tették, hogy a Nukleáris Szabá­ lyozási Bizottság /NRC/ állásfoglalása szerint fennállt a további kibocsátás veszélye.

- 134 -

Megemlitjük, hogy egy nemrég közzétett felmérés szerint 1976 és 1978 között csak az USA-ban 33 Ízben került sor a lakosság kiürítésére az egészségre ár­ talmas vegyi anyagok kibocsátása miatt. Az egy alkalommal megmozgatott sze­ mélyek száma esetenként elérte a tizezret [88]. Egyetlen olyan esetről sincs tudomásunk, amelynél a környezeti kibocsátások következtében bárki is potenciálisan veszélyes vagy annál nagyobb, sugárbeteg­ séget vagy halálesetet okozó sugárterhelést szenvedett volna. A kibocsátások következtében kismértékben megnövekedett a környező lakosság körében várható rákos megbetegedések száma. így pl. TMI-2-nél a várható többlet-megbetegedé­ sek száma 1-10 közé tehető. A tényleges érték feltehetőleg soha sem fog kide­ rülni, mivel az érintett lakosság körében egyéb okokból kb. SOOOOO rosszindu­ latú megbetegedéssel kell számolni. 2.3.2

A személyzet károsodása

Mindenekelőtt rövid statisztikát közlünk a potenciálisan veszélyes sugárter­ heléssel és a halálesettel járó balesetekről: 0,25 Sv-nél nagyobb sugárdózis: Kritikus rendszer 6 baleset Feldolgozó üzem 5 Kutatóreaktor 1 " összesen: Haláleset: Kritikus rendszer Feldolgozó üzem Kutatóreaktor összesen*

3 baleset 2 " 1 "

15 17 4 36

fő " " fő

3 2 3 8

fő " " fő

Emberáldozatok szempontjából legsulyabbnak a kutatőreaktorok közt szereplő SL-1 /610103/ rendszer balesete tekinthető, amelynél az operátorok olyan súlyos sérüléseket szenvedtek, hogy 2 fő azonnal meghalt, egy pedig 2 órával élte tul a megszaladást. Az érintett személyek - prompt sugárzásból és a hasadási termékektől származó - sugárterhelése egyébként olyan mértékű volt, hogy az egyedül is halálos lett volna. Környezeti hatások szempontjából a kritikus rendszerek - mint láttuk - csak­ nem teljesen veszélytelennek tekinthetők. Ezzel szemben - az SL-1 esettől eltekintve - a személyzetet károsító összes baleset kritikus rendszereknél és feldolgozó üzemekben történt. A megszaladáshoz ezeknél a berendezéseknél is többnyire az operátor közvetlen közelről, kézzel végzett beavatkozása vezetett. Pl.: - LASL /450821/ és LASL /460521/; a reflektor kézi összerakása; - LASL /501230/: tartály keverésének a beinditrsa; - Wood River J. /640724/: urán oldat nem biztonságos tartály való töltése.

- 135 -

A halálos baleseteknél elszenvedett sugárdózis és a túlélés időtartama az alábbiak szerint alakult; LASL /450851/ 660 rad 28 nap LASL /460521/ 750 rad 9 nap Vinéa /581015/ 436 rad 28 nap LASL /581230/ 12000 rem 35 óra Wood R. /640724/ 12000 rad 49 óra Látható, hogy a két mennyiség közt nagyjából forditott arányosság áll fenn. A túlélés időtartama még a legnagyobb dózisoknál sem kevesebb 35 óránál. A sugársérültek dózisterhelésének pontos meghatározása általában igen nehéz feladat, tekintve, hogy kevert /gamma- és különböző energiájú neutron-/ sugárzást kell figyelembe venni, amely erősen inhomogén eloszlású. A dózisviszonyok tisztázása végett ezért a megszaladás után több esetben külön dozimetriai kísérleteket végeztek /ZPR-1 -52O602; Vinca-581015; VENUS-651230/. Az utóbbi két esetben a besugárzott személyeket fantomokkal helyettesitették. A Vinéa és a Venus baleset túlélői egyébként csontvelő át­ ültetésben részesültek, s információink szerint ma /1982/ is élnek és egész­ ségesek. 2.3.3

A berendezés károsodása

Ebből a szempontból legsúlyosabbnak azokat a baleseteket tekintjük, amelyek­ nél a károsodás olyan mértékű volt, hogy a reaktor megszüntetése vált szük­ ségessé. Kritikus rendszereknél erre 5 Ízben került sor: Dragon /450211/, Clementine /520602/, Godiva /570212/, Kukla /630326/, Borax-1 /540722/. Kutatóreaktorok kategóriájában 3 ilyen esetet ismerünk: Windscale /571008/, SL-1 /610103/, Lucens /690121/. Egy balesetet szenvedett'reaktor helyreállítása adott esetben tetemes időt igényelhet, igy pl. a Fermi /661005/ baleset után 4 évvel került sor a rend­ szer újra indítására. A TMI-2 baleset következményeinek a felszámolása a tervek szerint még évekig tart és ma /1982/ még arra vonatkozóan sem született döntés, hogy az erőmü­ vet helyreállítják-e vagy megszüntetik. A várható költségeket 1 millárd f-ra becsülik.

- 136 -

3./

ÖSSZEFOGLALÁS

Törvényszerű, hogy minden uj technika bevezetése előre nem látott eseményekkel jár, melyek áldozatokat követelnek emberéletben és anyagiakban egyaránt. Ez a tétel az atomtechnikára is érvényes. Ezzel szemben a halálesetek és a sugárterheléssel járó balesetek számát tekintve (4j -el egyetértve megálla­ píthatjuk /anélkül, hogy összehasonlításul statisztikai adatokat idéznénk/: nincs még egy olyan iparág, amelynél olyan alacsony lenne a balesetek aránya, mint az atomtechnikánál. Mint már utaltunk rá, egyes esetekben a balesetekből levont tanulságok alap­ ján biztonságosabb konstrukciós megoldások születtek, más esetekben pedig a balesetek révén uj ismeretekre tettek szert. Pl. a THI-2 kapcsán születtek a kibocsátással kapcsolatos uj felismerések, a helyreállítási, dekontaminációs munkák pedig "felbecsülhetetlen értékű információ" szerzésére nyújtanak majd lehetőséget [21].

- 137 -

IRODALOM [1] W. R. Stratton: A Review of Criticality accidei _s in: Progress in Nuclear Energy Series IV. Technology, Engineering and Safety, Volume 3. Pergamon Press, N.Y. and London, I960. [2]

H. B. Smets: Review of Nuclear Incidents in: Progress in Nuclear Energy, Series X. Vol.3. Law and Administration, Pergamon Press, N.Y. and London, 1962.

13]

H. B. Smets: Review of Nuclear Reactor Accidents, Vol.1, p. 89. of Proceedings of a Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1962.

[4]

E. Schulz: Vorkommnisse und Strahlenunfalle in Kerntechnischen Anlagen, Verlag Karl Thiemig KG. München, 1966.

[5]

C. H. Rüssel: Operating Experience in: Reactor Safeguards, Pergamon Press, N.Y. and London, 1962.

(6]

T. J. Thompson: Accidents and Destructive Tests in: The Technology of Nuclear Reactor Safety, Vol.1. Reactor Physics and Control, MIT Press, 1973.

i

[7] W.A. Rodger, S. Mclain: Radioactive Haste Management in: The Technology of Nuclear Reactor Safety, Vol.2. Reactor Materials and Engineering, MIT Press, 1973. Í8]

H. W. Bertini: Description of selected accidents that have occurred at nuclear reactor facilities. ORNL/NSIC-176, April, 1980.

[9]

С Callihan, J. T. Thomas: Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant - I Description and Physics of the Accident, Health Physics 1, 363, 1959.

[10]

J. D. McLendon: Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant - II Health Physics, 2, 21, 1959.

[11]

G. S. Hurst, R. H. Ritchie and L. C. Emerson: Accidental Radiaticn Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant - III Determination of Radiation Doses Health Physics 2, 121, 1959.

12)

A. D. Callihan: Kldrich Institute Accident, Nucl. Safety 1, 1960.

/1/, 38,

[13 j D. Popovic: 2nd Geneva Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Paper P/491. [14]

P. P. Savic: Sur 1'accident avec le réacteur de puissance zero du 15 octobre 1958. Bull. Inst, nuclear Sei. "Boris Kidrich" /Belgrade/ 9, /1-4/, 1959.

[15]

The Vinca Dosimetry Experiment, Technical Report Series No.6. IAEA Vienna, 1962.

[16]

Dr. Petar Strugar: 1982. 02.15-én kelt levele

[17)

Guthrie: Nuclear Safety 1, /1/, 37.

[18]

H. C. Paxton, R. D. Baker: Nucleonics 17, 107, 1959. /April/

[19]

U. Nichols: Nucl. Safety 1, /3/, I960.

- 1J8

E. P. Epler: Failure of Alize I Reactor Safety System,Nucl. Safety i>, /2/, 172, 1964. Dosimetry for Criticality Accidents. A Manual. IAEA Technical Report Series No. 211, 1982. J. R. Buchanan: ORNL Criticality Excursion, Nucl. Safety 95, 1962. D. Callihan: Accidental Nuclear Excursion in Recuplex Operation at Hanford in April 1962. Nucl. Safety 4, /4/, 136, 1963. R. L. Kathren, W.C. Day: Health Physics Following a Nuclear Excursion: The LRL Incident of March 26, 1963. Health Phys. 10, 183. 1964. J. A. Auxier: Nuclear Accident at Wood River Junction, Nucl. Safety 6, /3/, 298, 1965. VENUS accident, Nucl. Engineering 12, 36, 1967. /Jan./ G. Penelle: Installation VENUS. Accident de criticité du 30 decembre 19*5. Mol, le 26 octobre 1966. VENUS, Vulcain Expeiimental Nuclear Study, Description and Hazards Report, CEN Mol, Report 2264, 1964. Dr. G. Penelle 1982. március 23-án kelt levele Idaho Chemical Processing Plant Criticality Event of Oct. 17, 1978. Nucl. Safety 21., /5/, 648, 1980. J. R. Buchanan: Hanford Reactor Incidents, Nucl. Safety 4_, /1/, 103, 1962. R. 0. Brittan: Analysis of the EBR-I Core Meltdown, 2nd Geneva Conference on the Peaceful uses of Atomic Energy, Vol.12, p. 267. 1958. H. J. Dunster: District Surveys Following the Windscale Incident, 2nd Geneva Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Vol.18, p. 296. 1958. Der Reaktorunfall in Windscale, Atomwirtschaft 2, /11/, 357, 1957. Wiesenack: Die Lehren des Windscale-Unfalls, Atomwirtschaft 3, /5/, 183, 1958. Mesenack: Schlussbericht des technischen Untersuchungskomitees Über den Windscale-Unfall, Atomwirtschaft 2» /Ю/, 383, 1958. H. A. Morewitz: Fission Product and Aerosol Behavior Following Degraded-Core Accidents, Nucl. "technology 5_3, /3/, 120. 1981. A. F. Rupp: NRU Reactor Incident, Nucl. Safety 2» 70, 1960. E. P. Epler: HTRE-3 Excursion, Nucl. Safety 3, /2/, 57, 1959. R. W. Dickinson: SRE Operating Experience, Nucl. Safety 2, /3/, 54, 1960. W. E. McDonald: Sodium Reactor Experiment /3/, 73, 1960.

Incident, Nucl. Safety 1,

R. B. Korsmeyer: Westinghouse Testing Reactor Incident, Nucl. Safety 2, /2/, 70, 1960. A. N. Tardiff: Some Aspects of the WTR and SL-1 Accidents, Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, IAEA Vienna, p. 43. 1962.

- 139 -

J. R. Buchanan: SL-1 Final Report, Nucl. Safety £, /3/, 83, 1963. Wm. B. Cottrell: The SL-1 Accident, Nucl. Safety 3, Wm. B. Cottrell: SL-1 Incident, Nucl. Safety 2,

/2/, 64, 1962.

/3/, 54, 1961.

H. Daldrup: Die Vorläufigen Untersuchungsergebnisse des SL-1 Reaktorfalls, Atomwirtschaft 2> /2/, 84, 1962. J. R. Horan: The Health Physics Aspects of the SL-1 Accident, Health Physics 9, 177, 1963. W. J. Kann, D. H. Shaftman: Postaccident Analysis of Some Aspects of the SL-1 Design, Nucl. Safety 4, /3/, 39, 1963. Z. T. Mendoza, C. A. Stevens: Radion Releases from the SL-1 Accident, Nucl. Technol. 53, /2/, 155, 1981. H. Römer: SL-1 Reaktorfall in Idaho, Atomwirtschaft 6, /2/, 85, 1961. SL-1 Abschlussbericht, Atomwirtschaft 7_# /11/, 552, 1962. J. R. Buchanan:. ETR Fission-Break Incident, Nucl. Safety 3, /4/, 91, 1962. R. A. Costner: MTR Fission-Break Accident, Nucl. Safety 4, /4/, 144, 1963. A. L. Colomb, T. M. Sims: Nucl. Safety 5, /2/, 203, Winter 1963-64. R. L. Scott: Fuel-Melting Incident at the Fermi Reactor on Oct. 5, 1966. Nucl. Safety 12, /2/, 123, 1971. J. N. Miller: Incident at the Lucens Reactor, Nucl. Safety 16, /1/, 76, 1975. A. F. Fritsche: Accident at the Experimental Nuclear Power Station in Lucens, Nucl. Safety 2_2, /1/, 87, 1981. W. R. Casto: Safety-Related Occurrences in June-July 1970. Nucl. Safety 11, /6/, 499, 1970. B. L. Corbett: Fuel Meltdown at Saint Laurent I, Nucl. Safety 12, /1/, 35, 1971. C. D. Cagle: Dresden 2 Incident of June 5, 1970. Nucl. Safety 12, /5/, 538, 1971. W. R. Casto: Safety-Related Occurrences Reported in October-November 1972, Nucl. Safety 14, /2/, 120, 1973. w. R. Casto: Safety-Related Occurrences Reported in March and April 1974, Nucl. Safety 15, /4/, 478, 1974. R. L. Scott: Browne Ferry Nuclear Power Plant Fire Nucl. Safety 17, /5/, 592, 1976. W. M. Casto: Selected Safety-Related Occurrences Reported in May and June 1975, Nucl. Safety 16, /5/, 626, 1975. И. R. Casto: Selected Safety-Related Occurrences Reported in March and April 1976, Nucl. Safety 17, /4/, 493, 1976. И. R. Casto: Selected Safety-Related Occurrences Reported in July and August 1978, Nucl. Safety 19, /6/, 765, 1978.

- 140 W. R. Casto: Selected Safety-Reported Occurrences Reported in November and December 1977, Nucl. Safety 19, /2/, 240, 1978. W. R. Casto: Selected Safety-Related Occurrences Reported In September and October 1978, Nucl. Safety 20, /1/, 93, 1978. N. Hoffmeister: BrunsbUttel - Störfallablauf, Erfahrungen, Massnahmen, Atomwirtschaft-Atomtechnik 24, /5/, 237, 1979. J. G. Kemény: Report of the President's Commission on THE ACCIDENT AT THREE MILE ISLAND, Pergamon Press, N.Y. 1979. M. Rogovin: Three Mile Island. A Report to the Commissioners and to the Public. Vol.1. NUREG/CR-1250-V-l, 1980. J. Bajusz, Gy. Vámos: üzemzavar a Three Mile Island Atomerőműben, Energia és Atomtechnika 32, /5-6/, 174, 1979. 0. Lendvai: A TMI-atomerőműben bekövetkezett üzemzavar, Fizikai Szemle, П , 404, 1980. S. Goswami, A. Ziegler: TMI-2 Störfall: Neue Daten und Erkenntnisse, Atomwirtschaft-Atomtechnik 2£, /12/, 1979. W. R. Casto, Hm. B. Cottrell: Preliminary Report on the Three Mile Island Accident, Nucl. Safety 20, /4/, 483, 1979. J. I. Fabrikant: Health effects of the nuclear accident at Three Mile Island, Healt Phys. 40, /2/, 151, 1981. ^, m

H. L. Gjoerup: Releases experienced in reactor accidents, RIS0-M. 2299, 1981. A. Miller: Radiation Souree Terms and Shielding at TMI-2, Trans. Amer. Nucl. Soc. 34, 633, 1980. T. H. Pigford: The management of nuclear safety: A review of TMI after 2 years, Nucl. Safety 41, 1981 /March/. R. Masters: Good Progress Being Made in TMI-Recovery, Nucl. Eng. International, 21, 1982 /Febr/. H. R. Casto: Crystal River Instrumentation and Control Failure, Nucl. Safety 21, /4/, 516, 1980. Reporting, cleanup of leaks at Tsuruga under fire, Nuclear News 91, June 1981. Gewisse Gleichgültigkeit, Der Spiegel 35, /68/, 154, 1981. G. P. Hosemann: Zum Störfall im US Kernkraftwerk Ginna, Atomwirtschaft-Atomtechnik 27, /3/, 130, 1982. Ginna Tube Buret Investigated, Nucl. Eng. International 27, /324/, 1982. K. 0. Ott: Statistical evaluation of design-error related nuclear reactor accidents, Nucl. technology 52_, 179, 1981. J. Martin: Planning, Preparedness and Response to Radiological Emergencies. IAEA Nuclear Power Training Course 1982, Argonne, Illinois

- 141 -

T Á R G Y M U T A T Ó A sorszám után a zárójelben az oldalszámot adjuk »eg. Abszorbens elmozdulása A12/12/ felhúzása kézzel A5/5/, A9/9/, АЗО/26/. B13/55/ gyors felhúzása A7/7/ téves felhúzása B2/32/, C4/83/ Buvónyllás kinyílása C5/83/ BV-rendszer kikapcsolt állapotban A5/5/, A17/18/, A21/21/, B13/55/, C13/91/ Folyadékhullámok keletkezése rudejtéstől A13/14/ Folyadékszint-emelkedés A2/3/, A17/18/ Fütőelem-megduzzadás A20/21/, Bl/31/ GőzfejIeszt5-cs5 törése C18/107/ Haláleset A3/3/, A4/*/, A17/18/, A18/20/, A28/25/, B13/55/ Hőátadás! viszonyok romlása tokozás leválása miatt B12/51/ Hőmérsékleti tényező lásd pozitív visszacsatolás HUtőközeg elvesztése felforrás miatt B2/32/ átrakó gépnél B9/44/ nyomásszabályozó szelep hibájából C14/93/, C16/106/ HUtőcsatorna elzáródása, terelő lemez B17/72/ csatlakozó tömítés B16/72/ grafitpersely Cl/78/ korrózió B18/74/ "néző doboz" B14/69/ szerves anyag lerakódás Bll/48/ tartályfedél-tömltés B15/70/ záródugó B5/36/ Izzócsere CIO/89/ Kábeltüz C7/85/ Kiürítés C14/93/ Korrózió, kondenzátor csőnél C3/82/ hütőcsatornánál B18/74/ Köteg szétesése C12/91/ Láb amputálása АЗО/26/ Megszaladási kísérlet, vártnál nagyobb energiafelszabadulással

Al/2/, All/11/, B3 /34/

Nérőlánc hibája B10/46/ Oldatszint lásd folyadékszint Plutónium-oldat kritikussága A18/20/, A25/23/ Pozitív visszacsatolás, fűtőelemek deformációja

B7/37/

viz párolgása grafitból B4/3S/ hUtővlz elpárolgása B2/32/ moderátor hőfoktényezője Bll/48/ Wlgner-energia B8/40/

- 142 -

Reflektor elmozdulása A15/16/ helyére esése АЗ/3/, А4/4/ Rezonancia csocsonknál C13/91/ Szabályozó rud lásd abszorbens Szelep helyzetjelzés C9/88/ Szelep nyitva «arad C6/84/, C14/93/ nyitva felejtve С17/Ю7/ vezérlés hibás B19/78/, C2/81/, C11/90/, C16/106/ Tej elkobzása B8/40/ TeijesitsénycsOkkenés utáni rudhuzás BS/36/, BIO/46/, B12/S1/ Teljesítménytényező lásd pozitiv visszacsatolás Tömszelence hibája szivattyúnál C8/40/ Uránhenger elmozdulása A27/24/ tangenciális mozgatása A6/5/ Uránoldat kritikussága A16/17/, A19/20/, A23/22/, A28/2S/, A32/30/ üreg-effektus lásd pozitiv visszacsatolás Vészleállitás okozta Kegszaladás A6/5/, A13/14/ Vízszint lásd folyadékszint Void - effektus lásd. pozitiv visszacsatolás Zavarérzékenység С15/Ю5/

- 143 -

"•

H t V I U T A T O A sorszám -tin a zárójelben az oldalszámot adjuk meg. AGN - Aerojet General Nucleonic /591110/ A20/21/ Alizé /600315/ A21/21/ Argonne, Illinois A9/9/ Aquarium /510201/ A6/5/ Bázel, Svájc A20/21/ Belgrád, Jugoszlávia A17/18/ Beznau-1 /740820/ C6/84/ Browns Ferry-1 /750322/ C7/85/ BORAX - Boiling Kater Reactor Experiment /540722/ B3/34/ Brownville, Nebraska C9/88/ BrunsbQttel /780618/ C13/91/ Chalk River, Kanada В2/Э2/, B6/36/, В9/44/ Clementine /520602/ AlO/lO/ Cooper /751Ю5/ C9/88/ Crystal River-3 /771212/ C12/91/ /800226/ C16/106/ Davis-Besse-1 /770924/ Cll/90/ Decatur, Alabama C7/85/ Dragon /450211/ Al/2/ Dresden-2 /700605/ C2/81/ EBR - Experimental Breeder Reactor /551129/ B7/37/ Enrico Fermi /661005/ B17/72/ ETR - Engineering Test Reactor /611212/ B14/69/ Fermi-1 /661005/ B17/72/ Ginna /820125/ С18/Ю7/ Gravel Neck, Virginia C5/83/ Grundy County, Illinois C2/81/ Godiva /540203/ All/11/ /570212/ A15/16/ Goldsboro, Pennsylvania C14/93/ Hanford /511116/ A7/7/ Hanford-1 /541003/ B4/35/ Hanford KW /550104/ B5/36/ Harrisburg C14/93/ Hartsville, South Carolina C8/88/ Honeycomb /560703/ A14/15/ HTRE - Heat Transfer Reactor Experiment /581118/ BIO/46/ ICPP - Idaho Chemical Processing Plant /591016/ A19/20/ /610125/ A23/22/ /781017/ A32/30/

- 144 -

Idaho Falls, Idaho J M Í H

/520418/

A19/20/, A23/22/, Л32/30/, B3/34/, B7/37/. BIO/46/, B13/55/. B14/69/. B15/70/

"

A8/8/

Kukla /630326/ A27/24/ LACBHR - La Cross* Boiling Hater Reactor /700515/ Bl'9/78/ Lacey Township, New Jersey CIS/105/ La Crosse, Wisconsin B19/78/ Lady Godiva lisd Godiva Lagoona Beach, Michigan B17/72/ LASL - Los Alaaos Scientific Laboratory /450604/ A2/3/ /450821/ /460521/ /581230/

A3/3/ A4/4/ A18/20/

/600617/ A22/22/ /621211/ A26/24/ Los Alaaos, New Mexico Al/2/, A2/3/, A3/3/, A4/4/, A5/5/, A6/5/, A8/8/, AlO/10/, Ali/11/, A14/15/, AIS/16/, A18/20/, A22/22/, A26/24/ Lucens /690121/ B18/74/ Millstone-1 /79O901/ C3/82/ Hol, Belgien A30/26/ MTR - Materials Testing Reactor /621113/ BIS/70/ NRU-National Research Universal /580523/ B9/44/ NRX- National Reactor Experiment /521212/ B2/32/ /550700/ B6/36/ Oak Harbour, Ohio Cll/90/ Oak Ridge, Tennessee A12/12/, A13/14/, A16/17/, A24/22/, Bl/31/, B16/72/ ORNL - Oak Ridge Scientific Laboratory /540526/ AJ2/12/, /560201/ A13/14/, /611110/ A2
- 145 -

Surry-2 /7312Ю/ CS/93/ T M - H t m Nile Island-2 /790328/ C14/93/ Tsuruga /810308/ С17/Ю7/ VENUS - Vulcaln Experimental Nuclear Study /«51230/ A30/26/ Vermont Tankee /731107/ C4/83/ Vernon, Veraont C4/83/ Vine« /S81015/ Л17/18/ waltz Mill, Pennsylvania B12/51/ Haterford, Connecticut C13/91/ Nayne County, Hew Torfc C18/107/ NBR - Hater Boiler Reactor /491200/ AS/5/ White Sands /CSOS28/ A29/2«/ Nindscale /571008/ B8/40/ /700821/ Л31/30/ Hood River Junction /C40724/ Л28/25/ NTR - Westinghouse Testing Reactor /600403/ B12/S1/ X-10 /480000/ Bl/31/ Y-12 /580616/ A1C/17/ ZPR - Zero Power Reactor-1 /S20S02/ A9/9/

Kiadja a Központi Fizikai Kutató Intézet Felelős kiadó: Gyimesi Zoltán Szakmai lektor: Gácsi Lajos Gépelte: Simándi Józsefné Példányszám: 280 Törzsszám: 82-624 Készült a KFKI sokszorosító üzemében Felelős vezető: Nagy Károly Budapest, 1982. november hó