Reaktor biztonsági kísérletek,

SPERT és BORAX kísérletek

Reaktor biztonsági kísérletek, reaktorbalesetek

Hogyan reagál a reaktor a megszaladásra? A növekvő termikus teljesítmény, a növekvő hőmérsékletek hogyan befolyásolják a nukleáris teljesítményt? Mi történik, ha forrni kezd a víz a zónában? Mi történik, ha nincs operátori, illetve automatikus beavatkozás? Mennyit bír ki a zóna sérülés nélkül?

Dr. Aszódi Attila, Csige András BME NTI

Milyen folyamatok zajlanak le a zóna sérülése közben? ⇓ BORAX, SPERT-kísérletek (USA, Idaho: National Reactor Testing Station)

Atomreaktorok termohidraulikája

Dr. Aszódi Attila, Csige András, BME NTI

Reaktorbalesetek / 1



BORAX-I (1953 május - 1954 július 22.)

SPERT-I (1953-1964)

Boiling Water Reactor Experiment

Special Power Excursion Reactor Tests

Medence típusú reaktor, 1.4 MWt nagy dúsítású fémurán üzemanyag Több mint 200 megszaladásos kísérlet


Cél: oktatóreaktorokat az egyetemekre ⇓ A biztonság a legfontosabb szempont!

⇓ A forralóvizes reaktor belső biztonsággal rendelkezik! (ennek ellenére végül csak sikerült felrobbantani)

1953-1962: egyre erőteljesebb megszaladásos kísérletek MTR üzemanyaggal, egészen a zóna megsemmisüléséig

⇓ BORAX II-V (BORAX-III: kísérleti erőmű!) (roncstelepről szerzett turbinával…) Atomreaktorok termohidraulikája






SPERT-I kísérletek


Minél kisebb a periódusidő, annál nagyobb a megszaladás során elért maximális teljesítmény

Minél kisebb a reaktivitásbevitel sebessége, annál kisebb a megszaladás során elért maximális teljesítmény

Magasabb kezdeti hőmérséklethez alacsonyabb maximális teljesítmény tartozik Atomreaktorok termohidraulikája






SPERT-I kísérletek 1962-1964: UO2 üzemanyagú zóna vizsgálata


Üzemanyagsérüléssel járó kísérletek UO2 Üzemanyag Üzemanyag dúsítottsága, m% 4 Üzemanyagpálca hossza, cm 182.88 Egy pálca üzemanyagtöltete, kg 1.6 Üzemanyagpálcák száma 590 illetve 599 Üzemanyagpálca külső átmérője, mm 12.7 Burkolat vastagsága, mm 0.7 Üzemanyagpálcák rácstávolsága, mm 16.8

Minél nagyobb a kezdeti teljesítmény, annál kisebb a megszaladás során elért maximális teljesítmény




Dátum Üzemanyagpálcák száma Bevitt reaktivitás, $ Kezdeti periódusidő, ms Maximális teljesítmény, MW Teljesítménycsúcs energiája, MWs A tranziens során felszabadult összes energia, MWs Mért maximális nyomás, bar Mért maximális burkolathőmérséklet, °C Elszíneződött üzemanyagpálcák száma Elhajlott üzemanyagpálcák száma Pálcákból kiszabadult üzemanyag tömege, kg Atomreaktorok termohidraulikája


1963.11.10. 1964.04.14. 590 599 2.62 3.3 2.2 1.55 17400 35000 86 95 155 165 4.48 11.38 600 680 154 174 137 145 2.2 2.4 Reaktorbalesetek / 8

SPERT-I további tapasztalatok

SPERT-II-III Energetikai nyomottvizes reaktorok biztonságának vizsgálata

Doppler effektus: prompt negatív visszacsatolás A Doppler-együttható függ a hőmérséklettől (~T-½) Az üzemanyag elhajlása késleltetett pozitív visszacsatolás Az üzemanyagpálca törése elősegítheti a tranziens befejeződését (csökken a reaktor reaktivitása) Az üzemanyagpálcák törését a beléjük jutó hűtővíz elforrása miatt gyorsan megemelkedő nyomás okozta

SPERT-II: max. 200 °C, 25.8 bar, 1.26 m3/s 93.5% 235U, U-Al ötvözet üzemanyag, H2O vagy D2O SPERT-III: max. 343 °C, 172.4 bar, 1.26 m3/s 93.5% 235U, U-Al ötvözet üzemanyag, H2O moderátor

Hőmérséklet, hűtőközeg-forgalom, forrás, moderátor hőmérsékleti reaktivitástényező vizsgálata (SPERT-IV: medence típusú reaktor, teljesítmény-oszcillációk vizsgálata) Video




LOFT - Loss of Flow Test



Üzemanyag terhelési/olvasztási kísérletek

Nyomottvizes reaktor, kísérleti célokra.

PBF - Power Burst Facility

Kezdetben LB-LOCA kísérleteket végeztek vele.

TREAT - Transient Reactor Test Facility

A TMI baleset után áttértek a kis csőtörésekre.

„Driver core”

Az utolsó tesztnél szándékosan megolvasztották a zónáját.

Max. energia: 2900 MWs

Az eredményeket számos termohidraulikai kód fejlesztésénél felhasználták (RELAP5, TRAC-BD1).

Periódusidő: min. 0.023 s.




Max. teljesítmény: 19000 MW





Európa, ma: PHEBUS 2K Project (Franciaország)

PHEBUS 2K

Nagy kiégetettségű és/vagy a MOX üzemanyag viselkedésének vizsgálata üzemzavari körülmények között.

Medence típusú reaktor, egy nagynyomású teszthurokkal.

Zónaolvadék vizsgálata (zónaolvadék-beton kölcsönhatás, zónaolvadék-víz kölcsönhatás, konténment fűtés).

PWR üzemanyagból álló zóna.

Hidrogéngáz keletkezésének a vizsgálata a zóna sérülése, illetve újraelárasztása során. Hasadási termékek transzportjának és a jód viselkedését befolyásoló kémiai reakcióknak a vizsgálata.



40 MW termikus teljesítmény. Üzemanyagpálcák aktív hossza: 80 cm. Gőzfejlesztő, konténment, ZÜHR.





Zónasérüléssel járó balesetek és üzemzavarok NRX, 1952. december 12 Chalk River, Kanada

Zónasérüléssel járó balesetek és üzemzavarok

Természetes urán üzemanyag, D2O moderátor, H2O hűtőközeg. Függőleges hűtőcsövek a nehézvízzel feltöltött tartályban Az alagsorban tévedésből kinyitottak néhány megkerülő szelepet, ezzel a szabályozórudak egy részét kihúzták a zónából. A helyesbítés után az alagsorból telefonon keresztül adtak (téves) utasítást a vezénylőbe, ezért néhány szabályozórudat kihúztak a zónából. A teljesítmény növekedése miatt a vezénylőben megnyomták a vészleállító gombot, de a rudak egy része nem esett be a zónába.







A reaktort a moderátor leürítésével sikerült leállítani. A fűtőelemek egy része megolvadt, a szennyezett nehézvíz moderátor az épület alagsorában gyűlt össze. Az épületet dekontaminálták, a reaktort újjáépítették.

1. Reaktivitás-változással járó beavatkozásra csak a vezénylőhelyiségben legyen lehetőség. 2. A rudak helyzetét megbízhatóan és folyamatosan ki kell jelezni. 3. Kétoldali hangostelefon-kapcsolatot kell létesíteni a különböző helyiségekben tevékenykedő operátorok között. 4. A legfontosabb kezelőszerveket könnyen elérhető helyen kell elhelyezni a vezénylőpulton. Dr. Aszódi Attila, Csige András, BME NTI

Folyékony Na hűtésű gyors tenyészreaktor Bizonyos körülmények között (magas hőmérsékleten, alacsony zónaforgalom mellett) pozitív a reaktivitás hőmérséklet-tényezője

Tanulságok:


EBR-I (Experimental Breeder Reactor) 1955. november 29. Idaho Falls, USA


Windscale, 1957 október 8. Sellafield, Anglia

⇒ kísérlet: még magasabb hőmérsékleten kompenzálja-e a Doppler effektus Operátorhiba (gyorsleállító gomb helyett lassú leállás) ⇒ zónaolvadás A pozitív hőmérséklettényezőt az üzemanyagpálcák hőtágulás miatti elhajlása okozta Atomreaktorok termohidraulikája


Kb. focilabda méretű zóna Reaktorbalesetek / 18

Két nappal később, egy rutin levegőaktivitás-ellenőrzés során észlelték a problémát.

Természetes fémurán üzemanyag, grafit moderátor, léghűtés.

Az árnyékoló fal egy részének eltávolítása után fedezték fel, hogy a fűtőelemek egy része vörösen izzik.

Wigner-effektus: 200-300 °C-os hőmérsékleten neutronsugárzásnak kitett grafit fizikai tulajdonságai megváltoznak.

A reaktort először szén-dioxiddal próbálták eloltani, majd végül vízzel oltották el.

A besugárzást követő felmelegítéskor a tárolt energia hő formájában felszabadul.

A reaktor mintegy 500 km2-es környezetében a baleset után 6 hétig a tejet emberi fogyasztásra alkalmatlannak minősítették és elkobozták.

Windscale-ben a grafit hőkezelését kikapcsolt hűtőventillátorok mellett, nukleáris felfűtéssel végezték. A teljesítménymérő műszer hibája és a termoelemek rossz elhelyezése miatt a felfűtést a megengedettnél jóval nagyobb sebességgel végezték. A zóna egyes részein az urán és a grafit túlmelegedett, majd meggyulladt. Atomreaktorok termohidraulikája






SL-I (Stationary Low-Power Plant No 1) 1961. január 3. Idaho Falls, USA

A baleset időbeni lefutása:

93 %-os dúsítású U-Al-Ni ötvözet üzemanyag, bór kiégő méreg.

-500 ms: Megkezdődik a középső rúd kihúzása.

Forralóvizes reaktor, természetes áramlással.

...

3 MW hőteljesítmény, 200 kW elektromos teljesítmény, 3 év működés átrakás nélkül.

...

-120 ms: Rúdhelyzet: 40.6 cm, a reaktor kritikus. Rúdhelyzet: 50.8 cm, megszaladás.

0 ms: a teljesítmény eléri a maximumát (20 GW) A középső 16 fűtőelem lemezeinek 5 %-a elgőzölög.

kb. 2 ms: A megszaladás befejeződik. A felszabadult összes nukleáris energia 133 MWs

A balesetben mindhárom, a műveletben résztvevő operátor meghalt.

...

A feltételezések szerint az egyik operátor a szabályozó rudak hajtásának szerelése közben kirántotta az egyik szabályozórudat a zónából.

Az aktív zóna 20%-a károsodik, a középső 16 elem lemezeinek 50%-a megolvad, a középső rúd köpennyel együtt kivetődik a zónából.

...

A zónában a gőznyomás 35 bar-ra nő, ez a zóna feletti vízoszlopot 49 m/s sebességre gyorsítja fel.







A baleset időbeni lefutása: 34 ms: A vízoszlop a tartály fedelének ütközik, a nyomás eléri a 700 bar-t. ... A nyomás a rúdszárak védőhüvelyét 26 m/s sebességgel kiveti a csőcsonkokból. A tartály megemelkedik, elnyírja a csatlakozó csöveket. A rúdvezető köpenyek behorpadnak, a tartály deformálódik. 160 ms: Az első védőhüvely eléri a mennyezetet. A víz 66 %-a, a hasadási termékek 5-10%-a elhagyja a tartályt. 800 ms: A tartály a mennyezetnek ütközik.

2000-4000 ms: A tartály visszaesik a helyére.


Az elhárítók 1 embert halva, 1 embert élve találtak a reaktorcsarnokban. A 2. személy a kórházban meghalt (bőrfelületén ~4 Gy/h). Az őt kezelő nővér számottevő külső dózist kapott. A 3. személyt csak egy újabb mentesítő csoport találta meg később, a plafonba tűzve. A holttest helyén ~10 Gy/h dózisteljesítmény volt mérhető. Az 1. személy holttestét január 3-án, a 3. holttestét január 9-én tudták kivinni az épületből. A kimentési műveletek alatt 23 személy kapott 30 mSv-nél nagyobb egésztest dózist. Közülük 3 személy ~250 mSv/fő dózist szenvedett el.

... A hőszigetelés leszakad a tartályról.








ETR (Engineering Test Reactor), 1961. december 12. Idaho Falls, USA Anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor. 93 %-os dúsítású U-Al ötvözet üzemanyag, könnyűvíz moderátor és hűtőközeg, 175 MW hőteljesítmény. Egy átlátszó plexidobozt a reaktortartályban felejtettek. A reaktor elindítása után a plexi megolvadt, és néhány fűtőelemet elzárt. A reaktort a neutrondetektorok jelének ingadozása (oka: a hűtőközeg forrása), illetve több sugárvédelmi monitor jelzése miatt állították le. A vizsgálatok szerint 6 fűtőelemben összesen 18 üzemanyaglemez részlegesen megolvadt.

A 1961 photograph of the damaged top of the SL-1 reactor vessel was reused in 1981 to convey a safety message

A hibás fűtőelemek és a szennyeződés eltávolítása után a reaktort újraindították.

http://www.inl.gov/proving-the-principle/ Atomreaktorok termohidraulikája



Három nappal később, magas primer köri aktivitás miatt újra leállították a reaktort. A fűtőelemeken textil- és sörtemaradványokat találtak, melyek a tisztításnál használt rongyokból és kefékből származtak.

Az eset elkerülhető lett volna, ha a doboz oldallapjait színes anyagból készítik, és a reaktortartályba helyezett tárgyakról pontos nyilvántartást vezetnek.




MTR (Materials Testing Reactor), 1962. november 13. Idaho Falls, USA Kutató, anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor. 93 %-os dúsítású U-Al ötvözet üzemanyag, könnyűvíz moderátor és hűtőközeg, 40 MW hőteljesítmény. Az egyik fűtőelemen a forgalom lecsökkent, a hűtővíz aktivitása megemelkedett. A sugárvédelmi monitorok bejeleztek, az épületet kiürítették. A hűtővíz lecserélése után néhány fűtőelemen fekete színű szennyeződést találtak, eltávolítása után a reaktort újraindították. A primer köri aktivitás megemelkedése miatt a reaktort leállították, az egyik fűtőelemet eltávolították. A vizsgálatok szerint az egyik lemez kismértékben megolvadt. A lemez mindkét oldalán a hűtőcsatorna el volt záródva.

Színes fólia és cipővédő használata napjainkban Atomreaktorok termohidraulikája



Az idegen anyag az egyik tartályfedél tömítésétől származott. Atomreaktorok termohidraulikája



ORR (Oak Ridge Research Reactor), 1963. július 1. Oak Ridge, USA

Enrico Fermi-1, 1966. október 5. Lagoona Beach, USA

Oktató, anyagvizsgáló és izotóptermelő reaktor.

Nátrium hűtésű szaporító reaktorral felszerelt atomerőmű prototípusa.

90 %-os dúsítású U-Al ötvözet üzemanyag, könnyűvíz moderátor és hűtőközeg, 30 MW hőteljesítmény.

200 MWt, 60 MWe

A teljesítmény ingadozása és a hűtővíz aktivitásának emelkedése miatt a reaktort leállították. A hűtővíz lecserélése után az egyik fűtőelemen egy neoprén tömítést találtak. A tömítés a tartályhoz csatlakozó egyik csőből került a zónára a hűtőköri szivattyúk beindítása után. Az érintett fűtőelem egyik üzemanyaglemeze részlegesen megolvadt. A hibás fűtőelem kicserélése után a reaktort újraindították.

Abnormálisan magas kilépő hőmérséklet és magas konténment aktivitás miatt állították le a reaktort. 4 üzemanyagköteg károsodott, ebből 2 megolvadt. Az üzemzavar oka: a zóna alatti terelőidom burkolatát nem rögzítették le megfelelően. Az áramlás okozta rezgések hatására a felfelé áramló hűtőközegben két lemez leszakadt a tartócsavarokról, és a zóna alá került. Ez okozta a hűtőközeg forgalmának lecsökkenését és a zóna károsodását. A reaktort négy évvel később helyezték ismét üzembe.




Tűz a Browns Ferry atomerőműben




A tűz ezalatt átterjedt a reaktorépületbe is, ahol csak 19:45-re sikerült eloltani (vízzel).

Dectaur, Alabama, USA 1975. március 22.

Az 1. blokkot 12:51-kor, a 2. blokkot 13:00-kor állították le az operátorok. A 2. blokkon a zóna hűtése problémamentes volt.

BWR, 3293 MWt, 1065 MWe

13:00-kor az 1. blokk főgőzvezetékének szakaszoló szelepe lezárt, így megszűnt a tápturbinák gőzellátása is. A kábelsérülések miatti feszültségkiesések következtében a ZÜHR sem működött.

A baleset előtt a reaktorépület szivárgása meghaladta az engedélyezett értéket, ezért elkezdték a kábelvégek tömörségvizsgálatát.

20 perc alatt lecsökkentették a nyomást 78 bar-ról 18 bar-ra, és a kondenzátum segédszivattyúkkal juttattak vizet a reaktortartályba.

A baleset napján az egyik kábelátvezetőnél egy munkás nehezen hozzáférhető helyen egy nyílást talált, amit poliuretán-lemezzel tömített el. A szivárgás-vizsgálatot egy égő gyertyával végezte, amitől az utólag behelyezett tömítés begyulladt. (12:20)

A reaktor vízszintje 3.8 m-t esett, de még így is 1.2 m-rel az aktív zóna felső széle fölött maradt.

A tüzet nem sikerült eloltania, az átterjedt a kábelrendezőre. A benn tartózkodó munkások miatt a CO2 tűzoltó rendszer bénítva volt, későn tudták bekapcsolni. A tüzet itt 16:20-ra sikerült eloltani.

18:00-kor a nyomáscsökkentő szelepek elektromos hiba miatt bezártak, a nyomás nőni kezdett, 24 bar-nál leálltak a kondenzátum segédszivattyúk.







A reaktortartályba a szabályozórúd-hajtások záróvizének szivattyújával tudtak vizet juttatni. 21:50-re helyreállítják a nyomáscsökkentő szelepek kézi vezérlésének áramköreit, és újra lecsökkentik a nyomást a kondezátum szivattyúk maximális nyomóoldali nyomása alá. A tűz eloltása után a szivattyúk, szelepműködtető motorok vezérlő áramköreit ideiglenes átkötésekkel helyreállították.

Kritikussági baleset üzemanyag feldolgozás során

Másnap reggel 4:20-kor áttértek a remanens hő normális elvezetésére.

Az erőmű két blokkját több, mint egy év múlva helyezték ismét üzembe.




Kritikussági baleset Tokai Murában Tokai Mura, Japán 1999. szeptember 30.




Az előírások szerinti technológiai műveletsor…

Japán egyik legfontosabb nukleáris központja, 15 különböző nukleáris létesítménnyel (reaktorok, reprocesszáló üzem, uránfeldolgozó-átalakító üzem stb.) A baleset egy olyan épületben történt, amely közel van az üzem kerítéséhez. Az épülettől 80 m-re közút van, 110 m-re lakóházak. Az üzemben általában urán-hexafluoridot (UF6) alakítanak át urándioxiddá (UO2) a japán könnyűvizes atomerőművek számára. A dúsítás ebben az esetben maximum 5 %. Ugyanebben az üzemben más típusú atomreaktorok - pl. a JOYO gyorsreaktor - számára is gyártanak üzemanyagot. A dúsítás ebben az esetben elérheti a 20 %-ot. Atomreaktorok termohidraulikája



...és ahogy a munkások felsőbb utasításra a folyamat felgyorsítása érdekében a munkát végezték...




Három év óta ez volt az első eset, hogy a konvertáló üzemben közepesen dúsított uránt dolgoztak fel. A szolgálatban lévő 5 munkás közül kettő még sohasem dolgozott ilyen dúsítású (18,8%) uránnal. Az ülepítő tartályba az engedélyezett 2,4 kg helyett két nap alatt összesen 16,1 kg uránt töltöttek (5%-os dúsítás esetén az engedélyezett mennyiség 20 kg volt). Az utolsó adag betöltése közben a tartályban láncreakció indult be, a három munkás egy kék felvillanást látott, és a sugárvédelmi gamma dózisteljesítmény-mérők riasztottak. Az üzem 150 méteres környékéről százötven embert kitelepítettek, s a központ 10 kilométeres körzetében élő lakóknak azt javasolták, hogy zárkózzanak be a lakásukba. A láncreakciót csak 17 óra múlva sikerült leállítani: az ülepítő tartály hűtőköpenyéből leeresztették a vizet, és bórsavat juttattak a tartályba. A balesetnek két halálos áldozata volt. Atomreaktorok termohidraulikája



A láncreakció lefolyásáról kevés adat áll rendelkezésre, ugyanis a létesítményben nem voltak neutrondetektorok. A láncreakció valószínűleg pulzált, lehetséges okai: • A láncreakció hőt termelt, s ez konvekciós áramlásokat indított meg az ülepítő tartályban lévő folyadékban. Ezek az áramlások “felkavarták” a leülepedett üledéket. • A nagy intenzitású ionizáló sugárzás bontja a vizet, s ez buborékok képződéséhez vezet. • A hőmérséklet emelkedése negatív visszacsatolást okozott a moderátor hőtágulása és a Doppler-effektus miatt. Atomreaktorok termohidraulikája






A baleset több emberi hiba következménye volt. 1) Az előírásos műveletsor helyett egy rövidített, nem engedélyezett eljárást követtek, amelyhez nem készült megfelelő biztonsági analízis sem. 2) Az operátorok elmulasztották ellenőrizni, vagy tudatosan nem tartották be az oldat urántartalmára vonatkozóan előírt korlátot. 3) Egyes források szerint nem biztos, hogy a munkások tudatában voltak annak, hogy magasabb dúsítású anyaggal dolgoznak. 4) A munkások nem voltak megfelelően felkészítve. Kiképzésük során láncreakcióról és kritikussági balesetről, ill. annak megelőzéséről szinte egyáltalán nem esett szó. 5) Az üzem vezetésének hibája, hogy a berendezésbe juttatható urán mennyiségét csak szabályzatokkal korlátozták, és nem hoztak műszaki intézkedéseket. További információk: Fizikai Szemle, 1999. novemberi száma http://www.kfki.hu/fszemle/archivum/fsz9911/aszodi.html Atomreaktorok termohidraulikája



Megszaladásos balesetek

Megszaladásos balesetek fegyvercélú kritikus rendszerekkel végzett kísérletek során

LASL rendszer, 1945. augusztus 21. Los Alamos, USA 6.2 kg Pu (két félgömb, nikkel bevonattal) 236 kg wolfram-karbid reflektor (4.4 kg-os téglák)

A rendszert összerakó kutató az utolsó reflektortéglát félre akarta tenni, de kicsúszott a kezéből, és a helyére esett a reflektorban. A rendszer megszaladt, a kutató kézzel szétszedte. 28 nappal később meghalt. Atomreaktorok termohidraulikája





LASL rendszer, 1946. május 21.

FKBN-2M, 1997. június 17-23.

6.2 kg Pu (ugyanaz, mint az előző esetnél)

Szaharov (ex-Arzamas-16), Oroszország


Berillium reflektor (a Pu-gömbre illeszkedő két részre osztott héj). Egy bemutató során a csavarhúzóval tartott felső reflektor ráesett a gömbre, a rendszer megszaladt. A demonstrátor 9 nappal később meghalt.

A tanulságokat levonva, a kritikussági kísérleteknél áttértek a távvezérlésre. A Pu gömböt 1946-ban egy kísérleti robbantásban felhasználták. Atomreaktorok termohidraulikája



90 %-os dúsítású urán gömb, réz reflektorral. Egy 1972-es kísérletet akart megismételni egy kutató. Kézzel kezdte összerakni a rendszert, az utolsó reflektordaraboknál tért volna át távirányításra. Atomreaktorok termohidraulikája



FKBN-2M, 1997. június 17-23.

FKBN-2M, 1997. június 17-23.

Egy elírás miatt hamarabb elérte a kritikusságot, mint várta. 3 nappal később meghalt. A rendszer 6 napig volt kritikus állapotban.







ZEEP, 1940-es évek vége vagy 1950-es évek eleje. Chalk River, Kanada

Megszaladásos balesetek vízmoderátoros kritikus rendszerekkel végzett kísérletek során

Természetes dúsítású fémurán üzemanyag, D2O moderátor, grafit reflektor, kadmium biztonságvédelmi lemezek, 3 W teljesítmény. A vízszint növelésével tették kritikussá a reaktort. A reaktortartályt töltő szivattyú biztonsági okokból indítás után 10 s-mal leállt. Az esemény napján a reaktor fedélen dolgozó fizikusok megkérték a vízszint beállításáért felelős technikust, hogy vigyen oda nekik egy szerszámot. A technikus, mivel nem akart időt veszíteni, egy faforgáccsal kiékelte a szivattyút indító gombot és felment a fedélre segíteni. A reaktor kritikussá vált, a biztonságvédelmi rendszer állította le. A 3 résztvevő által elszenvedett dózis túllépte az éves korlátot de nem betegedtek meg.







VENUS, 1965. december 30. Mol, Belgium

SF-7, 1971. január 15., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió

7 %-os dúsítású urán-oxid üzemanyag, H2O/D2O moderátor

20% dúsítású urán üzemanyag, víz moderátor, Fe vagy Be reflektor, bórkarbid szabályozó rudak. Kritikus rendszer.

Egy abszorbens elemet kellett volna betenni a zónába, egy másikat pedig kivenni.

Kiégő mérgek nélkül a Fe és a Be reflektor reaktivitás-értékessége között kicsi volt a különbség, és nagyon egyenetlen volt a fluxuseloszlás.

A műveletet végző technikus felcserélte a műveleti sorrendet, ezért a reaktor megszaladt.

Kiégő mérgek segítségével próbálták egyenletesebbé tenni a fluxuseloszlást a zónában. A kritikussági számításokat a Fe reflektorra végezték el, feltételezték, hogy a különbség hasonló lesz mint az előző esetben.

A technikus túlélte az esetet, de bal lábát amputálni kellett.



A Be reflektoros zónát a kísérletvezető egyedül, bekapcsolt biztonságvédelmi rendszer és behelyezett indító neutronforrás nélkül kezdte el feltölteni vízzel, mert úgy ítélte meg, hogy nagyon távol van a kritikusságtól. Tévedett. Reaktorbalesetek / 49






A reaktor prompt szuperkritikussá tudott válni, mivel nem volt benne az indító neutronforrás. A reaktor körül dolgozó személyzet a kihangosított neutrondetektorok és a kék fényfelvillanás miatt észrevette a bajt és kimenekült a helyiségből.

Az eset elkerülhető lett volna, ha betartják a kritikussági kísérletekre vonatkozó alapvető biztonsági előírásokat: - Minden, a zóna reaktivitását változtató beavatkozás kritikussági kísérletnek számít, és csak teljes személyzettel végezhető.

A reaktor megszaladását a víz felforrása és zónából való kilökődése leállította, de a szivattyú újra és újra feltöltötte a zónát.

- A kritikussági kísérlet kezdete előtt az irányítórendszert le kell tesztelni, a BV rudakat fel kell húzni és az indító forrást be kell vinni a zónába.

5-7 perc alatt kb. 50 pulzus zajlott le.

- A reaktivitás növelését lépésekben kell végezni, és az 1/M módszerrel minden lépés után meg kell becsülni, mikor válik a rendszer kritikussá.

Mivel az irányítópult körül túl magas dózisszintek alakultak ki, a reaktort csak úgy lehetett leállítani, hogy a szivattyú elektromos betáplálását távolról megszakították. 2 személy szenvedett el 1,5 Gy dózist, de túlélték. Atomreaktorok termohidraulikája






SF-3, 1971. május 26., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió

SF-3, 1971. május 26., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió Az üzemanyagpálcákat egy 20 mm vastag plexi lap tartotta, az alsó és felső pozicionálást furatokkal ellátott, 2 mm vastag alumínium lemezekkel végezték.

90%-os dúsítású urán üzemanyagpálcák szabályos háromszögrácsban, víz moderátorral és reflektorral.

A szabályozó és biztonságvédelmi rudak vezetőcsövei a reflektorban foglaltak helyet.

Kísérletsorozat: kritikus tömeg (pálcaszám) a rácsállandó függvényében: Rácsállandó [mm]

14.4

11.2

9.5

7.2

Kritikussághoz szükséges pálcaszám

260

370

590

1790

A reaktor biztonságvédelmi leállítását a moderátor gyors leürítésével is el lehetett végezni, de ezt nem használták. Az utolsó kísérlet végeztével a reaktort leállították, elkezdték a moderátor lassú leürítését, és négy ember bement a zóna mellé.

Az utolsó konfigurációban a zóna nagyon alulmoderált volt, a kritikus tömeg majdnem 7-szer akkora volt mint az elsőben! A kísérletsorozatot az előző balesetnél leírt biztonsági rendszabályok betartásával végezték. Atomreaktorok termohidraulikája


Tervezési hiba miatt ez a plexi tartólemez lehajlását okozta, a pálcák kicsúsztak a felső pozicionáló lemezből. Reaktorbalesetek / 53

SF-3, 1971. május 26., Kurcsatov Intézet, Szovjetunió A zóna felső részén kialakult az ideális rácsosztás, a zóna megszaladt (a reaktivitás-bevitel sebessége kb. 2$/s volt). A megszaladást a moderátor kilökődése és az üzemanyagpálcák egy részének megsemmisülése állította le. 2 haláleset, 2 sugárbetegség.

Minden bizonnyal a gyors egymásutánban bekövetkezett két baleset is szerepet játszott abban, hogy a VVER reaktorok üzemanyagának reaktorfizikai bemérését Magyarországra, a KFKIba helyezték át (ZR-6 kísérletsorozat, 1971-1990). A baleseteket titokban tartották, a szovjet fél csak utalt a veszélyre. Atomreaktorok termohidraulikája


A kísérletvezető utasítására elindították a gyors leürítést.




A baleset során kialakult geometria utólagos rekonstrukciója Reaktorbalesetek / 54

Reaktor biztonsági kísérletek,

Recommend Documents