A KFKI ATOMENERGIA KUTATÓINTÉZET
RÖVID TÖRTÉNETE

Gadó János

 

1. CÉLOK, FELADATOK, A SZERVEZET VÁLTOZÁSAI

A KFKI Atomenergia Kutatóintézet (AEKI) önálló léte előtt az MTA Központi Fizikai Kutató Intézet részeként működött. Az MTA elnöke és főtitkára a KFKI átalakulásának részeként 1992. január 1-i hatállyal létrehozta az AEKI-t, mint az MTA önálló kutatóintézetét. Az AEKI a KFKI átalakulása során tudatosan készült az önálló létre, tehát az önállóvá válás semmilyen gyakorlati problémát nem okozott. Az MTA elnöki-főtitkári utasítás, amely egyben az intézet Alapító Okiratának szerepét is betölti, a következőképpen határozza meg az intézet feladatait:

Alap-, alkalmazott és fejlesztő kutatás a következő területeken: reaktorfizika, reaktordiagnosztika, termohidraulika, valós idejű információs és tanácsadói rendszerek, reaktorszimuláció, atomerőművek biztonságának determinisztikus és valószínűségi elemzése, sugárkárosodás, törésmechanika, szivárgásdetektálás és sugárvédelem, továbbá környezetvédelem, környezeti ellenőrző rendszerek, kockázatelemzés, analitikai kémia, fizikai kémia, akusztikus emissziós módszerek, reaktorelektronika, űrelektronika.

Az MTA konszolidációja során az intézet feladatai megerősítést nyertek, nem változtak.

Az AEKI igazgatója Gadó János (1992 óta), tudományos igazgatóhelyettese Szabados László (1992 óta). Az intézet igazgatásában az idők folyamán szükségessé vált újabb igazgatóhelyettesi megbízások kiadása, úgy mint gazdasági igazgatóhelyettes, ügyvezető igazgatóhelyettes (aki a reaktor tudományos és ipari hasznosításáért, valamint az Országos Atomenergia Hivatallal való kapcsolatokért felelős), atomenergetikai igazgatóhelyettes (aki a Paksi Atomerőmű Rt.-vel való kapcsolatokért felelős) és műszaki igazgatóhelyettes. Az AEKI-ben Tudományos Tanács működik, amelynek tagjait az igazgató a tudományos fokozattal rendelkező munkatársak szavazása alapján bízza meg. A Tudományos Tanács elnökei: Makai Mihály (1990-93), Koblinger László (1993-96), Jancsó Gábor (1996 óta).

Az AEKI szervezeti struktúrája azzal az igénnyel jött létre, hogy biztosítsa egyrészt a kutatómunka folyamatosságát és infrastruktúráját, másrészt pedig a felmerülő konkrét kutatás-fejlesztési feladatok megoldását. Az adott diszciplína kutatásának letéteményesei a laboratóriumok, míg a kutatás-fejlesztési feladatokat projektekben és kutatási témákban oldják meg. A projektek vezetőit az adott feladat (a külső megbízás, elnyert pályázat) időtartamára bízza meg az igazgató, a Tudományos Tanács által, belső pályázati rendszerben kitűzött kutatási témák vezetői pedig naptári évre kapnak megbízást. A szokásos hierarchikus rendszer helyett működő mátrix-struktúra eredményesnek bizonyult. Az igazgatóhelyettesek e mátrix-struktúra felett nem hierarchikus rendszerben működnek. Az AEKI-ben a laboratóriumokon kívül funkcionális szervezetek is léteznek, úgy mint a Reaktor Üzem (amelynek feladata a kutatóreaktor üzemeltetése), a Környezetvédelmi Szolgálat (amelynek feladata a telephely környezetellenőrzésének az ellátása), továbbá az Igazgatói Titkárság és a Gazdasági Szervezet. Az intézet Szervezeti és Működési Szabályzata intézkedik a szervezet működésének szabályairól.

Az AEKI laboratóriumait a személyi feltételek és a feladatok változásának függvényében többször átszervezték. 1992-től folyamatosan létezik a Reaktoranalízis Laboratórium, a Termohidraulikai Laboratórium, az Alkalmazott Reaktorfizikai Laboratórium, valamint a Szimulátor Laboratórium. 1996-ban a Termohidraulikai Laboratórium bázisán, más laboratóriumok munkatársait is bevonva, létrejött a Fűtőelem és Reaktoranyagok Laboratórium. Ezekben a laboratóiumokban zajlanak a reaktorbiztonsági kutatások. A sugár- és környzetvédelmi kutatások többszöri átszervezés után a Sugárvédelmi és Környezetfizikai Laboratóriumban összpontosulnak. Az önálló Fizikai Kémiai Laboratórium felelős a fizikai kémiai kutatásokért. Végül - ugyancsak többszöri átszervezés után - létrejött a Reaktorkutatási Laboratórium, amelyben az AEKI-ben a kutatóreaktoron végzett kutatások, valamint a reaktortechnológiai és reaktorelektronikai kutatás-fejlesztés csoportosul.

Az AEKI kutatás-fejlesztési munkája a források szerint a következőképpen csoportosítható. A reaktorbiztonsági kutatások fő forrásai az Országos Atomenergia Hivatal, az Országos Műszaki Fejlesztési Bizottság, az Európai Unió PHARE és egyéb programjai, valamint az MTA költségvetés. Az intézet az Országos Atomenergia Hivatal számára szakértői (tudományos háttérintézményi) tevékenységet végez, amely élesen elkülönül a többi tevékenységtől. Az AEKI a Paksi Atomerőmű Rt. számára konkrét biztonsági elemzéseket és a biztonsággal kapcsolatos fejlesztéseket végez. E tevékenységek is élesen elkülönülnek a többi tevékenységtől. Az intézet több feladatot oldott meg a Nukleárisbaleset-elhárítási Kormánybizottság számára. Jelenleg alakul ki az AEKI szerepvállalása a nukleáris hulladékok hazai elhelyezésével kapcsolatos kutatásokban. Végül - részben költségvetési, részben a Nemzetközi Atomenergia Úgynökség (NAÜ) és az Európai Unió (EU) forrásaiból - az intézet fejleszti a kutatóreaktort és folyamatosan gondoskodik a kutatóreaktor biztonságára vonatkozó új ismeretek megszerzéséről.

A kutatás-fejlesztési munkák sokrétűsége miatt és egyes feladatokban a függetlenség biztosítása érdekében az AEKI 1995-től minőségbiztosítási rendszert vezetett be. A minőségbiztosítási rendszer 1996-ban az OAH-tól megkapta a paksi atomerőműbe történő nukleáris beszállításhoz szükséges minősítést, majd 1999-ben a Magyar Szabványügyi Testület tanúsította az ISO-9001 szerinti működést.

A kutatóreaktor üzemeltetése teljes egészében az AEKI feladata. Az összes hatósági engedélyeztetési eljárást az AEKI végzi. A kutatóreaktor az Országos Atomenergia Hivatal által jóváhagyott szabályzatok és minőségbiztosítás szerint működik. A kutatóreaktoron folyó kutatások koordinálására 1992 óta létezik a Budapesti Kutatóreaktor Műszerközpont (BKM), amelynek tagjai az MTA Szilárdtestfizikai és Optikai Kutatóintézet, az MTA Kémiai Kutatóközpont Izotóp- és Felületkémiai Intézete, valamint 1999-től az MTA Műszaki Fizikai és Anyagtudományi Kutatóintézete is. A BKM gesztorintézete az AEKI. A BKM koordinálja a reaktorral kapcsolatos fejlesztéseket és az ott folyó kutatómunkát.

2. NAGYBERENDEZÉSEK

A Budapesti Kutatóreaktor

A kutatóreaktor rekonstrukciója a KFKI átalakulásának idején fejeződött be. Az üzembe helyezésre már az AEKI önálló létének elnyerése után került sor. A hatósági engedélyek beszerzése után, a lakossági fórum véleményének ismeretében, a reaktor fizikai indítására 1992. december 12-én került sor. A fizikai és energetikai indítási program sikeres befejeztével és a próbaüzem után az AEKI 1993 novemberében megkapta a reaktor üzemeltetési engedélyét, amelyet az Országos Atomenergia Hivatal az új Atomtörvény életbe lépése után 1998-ban megerősített.

A kutatóreaktor 1993 óta több, mint 20000 üzemórát teljesített. A reaktor 10 MW hőteljesítményen üzemel (összehasonlításképpen a paksi atomerőmű egyetlen blokkjának 1375 MW a hőteljesítménye). Az elért maximális termikus neutronfluxus 2 x 1014 neutron/cm2/s.

A reaktor biztonságával kapcsolatos főbb mutatók:

- indokolatlan leállások száma 25 (ebből 20 esetben kétoldali feszültségkimaradás, amelynek okát időközben megszüntették)

- összes elszállított szilárd radioaktív hulladék 4,7 m3

- a 46 fős személyzet kollektív dózisa 1993 óta 280 mSv (azaz a megengedettnek kb. 5 %-a).

A reaktor körüli berendezéseket, amelyek üzembe helyezésére fokozatosan került sor, a következő kutatási területeken használják:

- kisszögű neutronszórás

- neutrondiffraktometria

- neutronradiográfia

- háromtengelyű neutronspektrometria

- neutronreflektometria

- neutronaktivációs analízis

- prompt-gamma aktivációs analízis

- neutron-gamma biológiai besugárzások

- reaktoranyagok sugárkárosodása.

A kutatóreaktort az Izotóp Intézet Kft. radioaktív izotópok előállítására használja.

A kutatóreaktor mellett létesül a hidegneutronforrás (HNF). A HNF lehetővé teszi, hogy az eddiginél nagyobb hullámhosszú, anyagvizsgálatra fokozottan alkalmas neutronspektrumot biztosítsanak különböző reaktor körüli berendezéseknél. A mintegy 1 millió USD értékű HNF létrehozását a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség, az Európai Unió, az OTKA és a BKM-ben résztvevő kutatóintézetek beruházási forrásai tették lehetővé. A HNF összeszerelése megtörtént, próbamérései megkezdődtek, üzembe helyezésére 2000-ben kerül sor.

A PMK-2 integrális termohidraulikai berendezés

A Paksi Modellkísérlet (PMK) berendezés második változata 1990 óta üzemel. A nemzetközileg is unikálisnak tekinthető berendezés lehetővé teszi a paksi atomerőmű (és a hasonló VVER atomerőművek) primerkörében lejátszódó hőfizikai és áramlási folyamatok kísérleti modellezését, úgy, hogy a méretek függőlegesen a valóságosnak felelnek meg, míg a térfogati és teljesítmény méretarány 1:2070. A reaktorzónát modellező fűtőelem-szakasz fűtése elektromos úton történik. A PMK-2 berendezés elemei és műszerezése a feladatoknak megfelelően fejlődnek, a műszerezés jelentős korszerűsítése (az Európai Unió finanszírozásában) jelenleg van folyamatban.

A berendezésen 1992 óta 21 reaktorbiztonsági feladat megoldására végeztek kísérleteket. Ezek közül négy a paksi atomerőműben történt, addig teljességgel meg nem magyarázott jelenségek vizsgálatára irányult; kilencre az Európai Unió által finanszírozott különböző kutatási projektekben került sor; nyolc kísérletet saját kezdeményezésű kutatásként, az OMFB finanszírozásával és többségében a Paksi Atomerőmű Rt. visszafizetési kötelezettségvállalása mellett végeztek el.

A CODEX súlyos baleseti kísérleti berendezés

Az atomreaktorok súlyos baleseti folyamatainak integrális vizsgálatára jött létre 1993-ban a CODEX (Core Degradation EXperiment) berendezés. A zóna sérülését kísérő magas hőmérsékletű jelenségeket a reaktorokban használatos fűtőelemekből álló, elektromosan fűtött kötegek segítségével lehet nyomonkövetni. A kísérletek során a legfontosabb hőtechnikai adatok kerülnek regisztrálásra, a kémiai kölcsönhatásokat és szerkezeti változásokat pedig a mérést követő metallográfiai, kémiai és elektronmikroszkópos vizsgálatok eredményei mutatják.

A kísérleti program első mérései VVER-típusú kötegek sérülését modellezték gyors és lassú lehűtési körülmények között. 1997-99 között az Európai Unió támogatásával nyugati PWR-típusú reaktorok fűtőelemeivel végeztek olyan speciális vizsgálatokat, amelyek kimutatták, hogy levegő jelenlétében a zónasérülési folyamat jelentősen felgyorsul. A CODEX kísérletek kiegészítéseként számos szeparált effektus kisléptékű mérésére is sor került, a reaktoranyagokban fellépő magas hőmérsékletű fizikai és kémiai jelenségek vizsgálata céljából.

3. TUDOMÁNYOS EREDMÉNYEK ÉS ALKALMAZÁSOK

Az AEKI tevékenységében a szigorúan vett tudományos eredmények és a kutató-fejlesztő munka alkalmazásra kerülő eredményei alig választhatók szét, ezért ezeket egy fejezetben érdemes tárgyalni.

Az AEKI máig legnagyobb feladata a paksi atomerőmű biztonságának újraértékelésére szolgáló AGNES projekt vezetése volt. Az 1991-94 között zajlott országos fontosságú projektben, amelyet az OAH kezdeményezett, az AEKI a VEIKI és az ERŐTERV, valamint a Paksi Atomerőmű Rt. munkatársainak a közreműködésével és jelentős nyugati cégek bevonásával hajtotta végre a nagy felelősséggel járó projektet. A projekt bebizonyította, hogy a paksi atomerőmű tervezési biztonsága nyugati elemzési módszerek alkalmazása esetén is alapvetően megfelel a nemzetközi normáknak, ugyanakkor megállapította, hogy melyek azok a tényleges tennivalók, amelyek a tervezés hiányosságainak kiküszöbölését lehetővé teszik. A paksi atomerőműben az AGNES projekt bázisán helyezték szilárd alapokra a biztonságnövelési intézkedések (BNI) ma végrehajtás alatt álló programját.

Az AEKI feladata a paksi BNI-program egyes intézkedéseinek és egyéb átalakításoknak a részletes tudományos megalapozása. Ennek érdekében számtalan termohidraulikai és reaktorfizikai üzemzavarelemzés készült olyan intézkedések megalapozására, mint a földrengésvédelmi koncepció bevezetése, a primer-szekunder átfolyás kezelése kollektortörés esetén, a térfogatkiegyenlítő biztonsági szelepeinek cseréje, a mesterséges feszültségmentesítés megszüntetése, a bórhígulásos üzemzavarok lehetőségeinek kizárása, a lefúvásos-újratöltéses balesetkezelési eljárások bevezetése, stb.

Az AEKI eredetileg a VVER-1000 típusú reaktorokra dolgozta ki a stacioner és lassú tranziens üzemállapotok komplex reaktorfizikai modelljét, a KARATE programrendszert. A kilencvenes években elkészült a programrendszer VVER-440 változata is, amelyet ma a paksi atomerőműben minden blokkon minden évben a fűtőelemtöltet számításának ellenőrzésére használnak.

Az AEKI kifejlesztette és validálta a KIKO3D kódot, amelynek segítségével lehetővé vált a gyors neutronkinetikai tranziensek háromdimenziós számításos modellezése. A kódot összekapcsolták az ATHLET termohidraulikai rendszerkóddal is, és így lehetségessé vált a VVER-440 reaktorok igen bonyolult üzemzavarainak számításos modellezése is.

A PMK-2 berendezésen termohidraulikai kísérletek történtek, egyes üzemzavari folyamatok jobb megértése és a számításos modellezésre szolgáló ún. rendszerkódok validációja érdekében. A legfontosabb kísérletek a természetes cirkulációs üzemállapot jobb megértését, a biztonság növelésével kapcsolatos egyes szakmai kérdések megoldását, a gyorsleállás nélküli tranziensek lefutásának modellezését szolgálták.

Az AEKI-ben 1990-től kezdve egy sor kísérleti és számítási munka történt a paksi fűtőelemek viselkedésének modellezése céljából. A nyugati szabványoktól eltérő anyagok alkalmazása miatt originális eredményekre volt szükség üzemi és üzemzavari hőmérsékleteken a burkolat oxidációja és hidrogénfelvétele kinetikájának leírása érdekében.

Az AEKI üzemzavarelemzésekkel vett részt a paksi atomerőmű fűtőelemdiverzifikálási programjában. A munkák kiterjedtek mind az angol BNFL cég fűtőelemkötegére, mind az orosz fűtőelemgyártó cég újtípusú, dúsítás-profilírozott fűtőelemkötegére.

Az atomerőművek súlyos baleseteinek kutatása terén említésre méltóak a CODEX berendezésen végzett mérések, amelyek alapján meg lehet érteni a reaktorzóna degradálódási folyamatát mind vízgőz, mind levegő atmoszférában. Ugyancsak értékes eredmény a számítógépes súlyos baleseti szimulátor kifejlesztése, amely elsősorban oktatási célokat szolgál.

Az AEKI hagyományos feladata a paksi atomerőmű reaktortartályaival kapcsolatos problémák vizsgálata. Az elmúlt időszakban az AEKI tökéletesítette a tartályokat üzemzavar esetén érő hősokk hatásainak az elemzési módszereit, résztvett a paksi tartályok új ellenőrzési programjának kidolgozásában és végrehajtásában, méréseket végzett a tartályok termikus öregedésének meghatározására, stb.

Az AEKI-ben korábban kifejlesztett VERONA zónamonitorozó rendszert a kilencvenes években jelentősen továbbfejlesztették. A VERONA nélkül ma a blokkok legfeljebb 24 óráig üzemeltethetőek. Megtörtént a reaktor teljesítménykorlátozásának új tudományos megalapozása; az új korlátozások bevezetésére a közeljövőben kerül sor.

Az AEKI az elmúlt években kifejlesztette az OAH krízisközpontjának egyik fontos elemét, az on-line biztonsági paraméter képernyő rendszert. Az új rendszer biztosítja, hogy a központban dolgozó hatósági szakemberek folyamatosan, normális és üzemzavari helyzetekben egyaránt, monitorozhassák a paksi blokkok működését.

A paksi atomerőműben végrehajtott egyik legnagyobb változtatás a reaktorvédelmi rendszer rekonstrukciója. Az AEKI feladata a reaktorvédelmi rendszer funkcionalitásának felülvizsgálata és a szükségessé vált új védelmi jelek bevezetésének a megalapozása volt.

A paksi atomerőműben most készülnek fel az ún. állapotorientált kezelési utasítás bevezetésére, amely a ma már elavultnak tekinthető, az üzemzavarok elsődleges kiváltó okának kiderítésére alapozott eseményorientált kezelési utasítást hivatott felváltani. Az AEKI egyrészt üzemzavarelemzésekkel és az új kezelési utasítás oktatási anyagaival járul hozzá a feladat megoldásához, másrészt kifejleszti azt a rendszert, amelynek révén lehetségessé válik a kritikus biztonsági funkciók monitorozása.

Az AEKI hagyományos kutatás-fejlesztés területe a számítógépes szimulátorok fejlesztése. Az elmúlt időszakban az AEKI a fűtőelemek sérüléséig terjesztette ki a paksi szimulátor modellezési tartományát; az új számítógépes lehetőségek kihasználásával lecsökkentette a szimulátor ciklusidejét. Így a szimulátort az üzemzavari helyzetek oktatása mellett egyre gyakrabban használják új fejlesztések eszközeként (reaktorvédelmi rendszer, blokkszámítógép rekonstrukció). Az AEKI-ben, EUREKA program keretében, korszerű számítógépi környezetet fejlesztettek ki. Az AEKI résztvett a VVER-440 erőművek multifunkcionális szimulátorokkal való ellátását szolgáló PHARE/TACIS EU projektben.

Az AEKI kifejlesztette a SINAC környezeti szimulátort, amely alkalmas a nukleáris baleseteket követő folyamatok modellezésére, beleértve a lakossági sugárterhelés számítását és óvórendszabályok bevezetésének mérlegelését. A berendezés részben oktatási célokat szolgál, de operatívan is működik a Nukleárisbaleset-elhárítási Kormánybizottság Titkárságán. Az AEKI munkatársai aktívan vettek részt a kölünböző nemzetközi nukleárisbaleset-elhárítási gyakorlatokon. Az 1998-as INEX2(HUN) gyakorlat forgatókönyvét az intézetben dolgozták ki.

A fentiekben említett eredményeken kívül a sugárvédelmi kutatások nemzetközi elismerést szereztek a következő területeken:

Az AEKI kutatói magyarországi háttér- és városi aeroszolok forrásmegoszlását határozták meg automatikus egyedi részecskés elektronsugaras mikroanalízissel. Mérték fosszilis tüzelésű erőművek szilárd halmazállapotú légköri kibocsátását, és modellezték a szennyező anyagok légköri terjedését, száraz kiülepedését, valamint környezeti hatásaikat. Az aeroszolok és az erőművi pernyék vizsgálatához speciális röntgenemissziós, -abszorpciós és -fluoreszcenciás módszereket alkalmaztak, illetve fejlesztettek ki. A vizsgálatok európai együttműködési programok kereteiben zajlottak.

1993-95-ben az AEKI-ben kifejlesztették a PILLE kisméretű, hordozható termolumineszcens dózismérő korszerűsített változatának prototípusát. A berendezést sikeresen használták a NASA és az ESA űrhajósai a MIR űrállomáson. Feltérképezték a dóziseloszlást az űrállomáson, kimutatták a dél-atlanti anomália hatását, elsőként állapították meg az űrhajósokat űrséta közben érő dózis nagyságát. A PILLE továbbfejlesztett változata felkerül a Nemzetközi Űrállomás fedélzetére. A PILLE földi, telepes változatát a paksi atomerőműben sztenderd műszerként használják.

Az AEKI kutatói részt vesznek az ESA által felbocsátandó ROSETTA űrszonda leszálló egységének a felműszerezésében, amely először fog közvetlen méréseket végezni egy üstökös magjának a felszínén.

Az AEKI-ben folyó fizikai-kémiai kutatások elsősorban a kondenzált fázisok és a szilárd/folyadék határfelületek tulajdonságainak a megismerésére irányulnak. Kolloidok hidrofób hidratációs szerkezeteinek a vizsgálatával tisztázták a víznek a hidrofób kölcsönhatásokban játszott szerepét. Elméleti modellekkel és elektrokémiai, valamint felületanalitikai mérésekkel meghatározták egyes korrózióálló fémek és elektrolitoldatok határfelületének a szerkezetét, valamint a korróziós folyamatokat gyorsító halogénadszorpció kinetikáját. Laboratóriumi léptékű kísérletek alapján következtettek az atomerőművekben extrém körülmények között képződő szerves jódvegyületek összetételére. Meghatározták, hogy az oldószer deutériumtartalma miként befolyásolja különböző szerves vegyületek oldatainak a szerkezetét és az oldószer és az oldott anyag közötti kölcsönhatások erősségét.

Az AEKI neutronaktivációs laboratóriuma jó felszereltségű. Az analízis az intézetben kifejlesztett és nemzetközileg elfogadott Ko sztenderdizációs módszerre épül, amivel mintegy 70 elemre 1 % érzékenység érhető el. A neutronaktivációs analitika igen széles intervallumban alkalmas a minta alkotóelemeinek nagy pontosságú kimutatására. Alkalmazható az orvosi kutatásban (pl. szelén kimutatása), a geológiai kutatásban és számos gyakorlati feladatban is.

A sztatikus és a dinamikus gamma- és neutron-radiográfia céljait szolgálja a kutatóreaktor egy-egy vízszintes csatornája. A dinamikus radiográfia a mozgó jelenségek közvetlen tanulmányozhatósága révén unikális. A hűtőgépiparban a radiográfia már a technológiai lánc része. A röntgen-radiográfia jól kiegészíti a neutron-radiográfiát a kis energiák tartományában.

Az AEKI témái között szerepel a reaktortechnikai eszközök, elsősorban műszer- és irányítástechnikai berendezések fejlesztése. Az eredetileg a reaktor rekonstrukció során kifejlesztett berendezések (PLC-bázisú reaktorvédelmi logika, rúdhajtás-vezérlő rendszer, dozimetriai ellenőrző rendszer, operátort támogató számítógépes adatgyűjtő, stb.) jó üzemeltetési tapasztalata alapján került sor több kisebb, a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség által finanszírozott, különböző kutatóreaktorok számára készült projektre, majd az Egyiptomi Nukleáris Kutató Központ adott több megbízást az egyiptomi kutatóreaktor felújításával kapcsolatban.

4. RÉSZVÉTEL AZ OKTATÁSBAN ÉS TOVÁBBKÉPZÉSBEN

Az AEKI oktatási kapcsolatait alapvetően a kihelyezett laboratóriumokban végzett munka jelenti. A laboratóriumok a következők:

 

5. NEMZETKÖZI KAPCSOLATOK

Az AEKI nemzetközi kapcsolatainak nagy része konkrét feladatokhoz, főképp EU projektekhez kapcsolódik; ezek számossága miatt nem kísérelhető meg a részletes ismertetés, de annyit érdemes kiemelni, hogy az AEKI munkatársai szinte valamennyi olyan jelentős európai nukleáris kutatóintézettel és számos ipari intézménnyel kapcsolatban állnak, amelyek szerepet játszanak a reaktorbiztonsági kutatásokban. Az alábbiakban csak a legfontosabb kapcsolatokat említjük.

Az AEKI volt a hetvenes-nyolcvanas évek legnagyobb kelet-európai reaktorfizikai projektjének, a ZR-6 kutatásoknak a házigazdája. Ez a projekt 1990-ben lezárult, és a résztvevő intézmények úgy határoztak, hogy egy új, nyitott, intézetközi és nem államközi megállapodáson alapuló együttműködést hoznak létre. Az Atomic Energy Research (AER) együttműködés azóta is létezik, ma 25 tagintézménye van. A meghatározott területeken folyó közös kutatások, a tapasztalatok cseréje igen hasznos, az együttműködés bővülő szakaszában van. Az AER titkársági teendőit az AEKI látja el.

Az AEKI számára igen jelentős esemény volt, hogy 1996-tól Magyarország tagja lett az OECD Nuclear Energy Agency szervezetnek (NEA). Az AEKI munkatársai a NEA számos bizottságában és munkacsoportjában tevékenykednek.

Az AEKI tagja az OECD NEA Halden Reactor Projectnek. Ez az együttműködés negyvenéves múltra tekinthet vissza. Azzal, hogy az AEKI 1995-től az együttműködés társult tagjává vált, az összes korábbi, szinte felbecsülhetetlen értékű ismerethez hozzáférhetett, és részesévé vált a legmodernebb fűtőelemviselkedési és ember-gép-kapcsolati kutatásoknak. Tekintettel arra, hogy az ilyen típusú együttműködések nagyon hasznosak az ország számára, az OMFB rendszeresen biztosítja az éves tagdíj egy részének fedezetét. Az AEKI több munkatársa dolgozott és dolgozik a projekt norvégiai központjában.

Az AEKI ugyancsak tagja az OECD NEA Rasplav Projectnek is. Ennek keretében a moszkvai Kurcsatov Intézetben olyan kísérletek folynak, amelyek súlyos baleseti körülmények között vizsgálják a megolvadt zóna és a reaktortartály kölcsönhatását.

A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség kereteiben folyó együttműködések az intézet sok kutatási témáját befolyásolják. A legfontosabb területek a kutatóreaktor, a reaktortartály anyagvizsgálatok, a termohidraulika és a sugárvédelem.

Az AEKI 1998-ban csatlakozott az AMES (Ageing Material Evaluation System) elnevezésű EU kutatási hálózathoz. A hálózat célja a nukleáris berendezések szerkezeti anyagaival kapcsolatos kutatások összehangolása. Gyakorlatilag valamennyi, a témában érdekelt nagy EU kutatóintézet tagja a hálózatnak.

A német Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH és a francia Institut de Protection at de Sureté Nucléaire intézetek a vonatkozó nukleáris hatóságok tudományos háttérintézményei. Ezek az intézetek a kilencvenes években az AEKI legfontosabb európai partnereivé váltak. Mindkét intézettel számos közös kódfejlesztési együttműködés van, és közös kódellenőrzések is történnek a VVER-típusú rektorok viszonyaira vonatkozó AEKI-mérések alapján.

Az AEKI 1992 óta részt vesz az US NRC által szervezett CAMP együttműködésben, amelynek célja az Egyesült Államok Nukleáris Hatósága által fejlesztett reaktorbiztonsági számítógépi programok nemzetközi tesztelése és továbbfejlesztése. Ennek az együttműködésnek a kereteiben lehet hozzáférni a korszerű amerikai kódokhoz. Az együttműködéshez az AEKI elsősorban a VVER-típusú atomerőművekre vonatkozó ellenőrzéshez alapot adó PMK-2 kísérletekkel járul hozzá.

Az AEKI űrkutatási tevékenyégében a fő partnerek a NASA és az ESA. Magyarország kinyilvánított szándéka, hogy az Európai Unióhoz való csatlakozás során az ESA tagjainak sorába is belép. A jelenleg az ESA-hoz kapcsolódó tevékenység az ESA programirodájával, a PRODEX-szel kötött szerződés keretében folyik.

6. ÖSSZEFOGLALÁS

Az AEKI önálló léte csak 1992-re datálódik, de az önálló intézet ténylegesen a korábban a KFKI egyik intézeteként működő AEKI közvetlen folytatásaként tekinthető. Az intézet a tudományos bázisintézmény szerepét játszotta a paksi atomerőmű létesítése során. Tevékenyen közreműködött abban, hogy a szovjet tervezésű atomerőművek legnagyobb gyengeségét, az ember-gép kapcsolat nem igazán korszerű kialakítását a paksi atomerőműben már a létesítés során felismerték. Jórészt az AEKI fejlesztései révén a paksi atomerőmű nem szenved ezektől a gyengeségektől. A kilencvenes évek első felében, amelyet a szovjet tervező és tudományos intézmények válsága és a szovjet tervezésű atomerőművekkel kapcsolatos nemzetközi kritika fokozódása jellemzett, az AEKI vezette a paksi atomerőmű biztonságának újraértékelésére szolgáló AGNES projektet, amely meghatározta a biztonságnövelési program prioritásait. A hazai tudásbázis ilyen felelősségű alkalmazása Kelet-Európában egyedülálló. Az AEKI a biztonságnövelési program megvalósítása során állandó és sokrétű tanácsadó és problémamegoldó szerepet tölt be a paksi atomerőmű megbízásából. Az intézet ugyanakkor - az előbbi tevékenységektől függetlenül - az atomenergia biztonságos felhasználásáért felelős magyar hatóság tudományos-műszaki háttérintézménye is.

Mindezek az alkalmazási eredmények nem jöhettek volna létre mélyreható kutatómunka nélkül. Az AEKI-ben folyt és folyó reaktorfizikai, termohidraulikai, fűtőelemviselkedési, sugárkárosodási kísérleti, elméleti, modellezési kutatások mindig szem előtt tartották a valóságos követelményeket, de azokat nagyon igényesen közelítették meg. Így vált lehetségessé, hogy az AEKI kísérleti eredményeit a nemzetközi kutatóközösség rendszeresen használja. A szovjet tervezésű atomreaktorok modellezésében az AEKI kísérleti eredményei az igazolás alapjának szerepét töltik be. A kilencvenes években a kísérleti munka virágzott és jelentős nemzetközi támogatást kapott.

Az AEKI-ben folyó egyéb kutatások csatolódnak a reaktorbiztonsági kutatásokhoz. A sugárvédelem, az űrdozimetria, a fizikai kémia, az aktivációs analízis, a környezetfizika terén elért eredmények jelentősen szaporodtak a kilencvenes években.

Az AEKI fontos feladata a kutatóreaktor üzemeltetése. A reaktor rekonstrukció utáni üzembe helyezése és üzemeltetése a kilencvenes években zavartalan volt. A kutatóreaktor által nyújtott kutatási lehetőségek jelentősen növekednek a hidegneutronforrás üzembe helyezésével. Az AEKI reaktortechnikai ismereteit más kutatóreaktoroknál is hasznosítja.