FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Méret: px
Mutatás kezdődik a ... oldaltól:

Download "FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN"

Átírás

1 ZRÍNYI MIKLÓS NEMZETVÉDELMI EGYETEM Bolyai János Katonai Műszaki Kar Katonai Műszaki Doktori Iskola Alapítva: 2002 évben Alapító: Prof. Solymosi József DSc. FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN Doktori (PhD) értekezés Készítette: Horváth Kristóf Csaba Tudományos témavezető: Prof. Dr. Solymosi József, DSc Budapest, 2005

2 TARTALOMJEGYZÉK 1. BEVEZETŐ Kutatási célkitűzések, módszerek A tudományos probléma megfogalmazása Kutatási célkitűzések Az értekezés felépítése Kutatási módszerek A várható tudományos eredmények és azok felhasználhatósága A forrástag meghatározásának általános alapelvei Előzmények A forrástag Részkövetkeztetések Atomerőművek biztonsága Mérnöki gátak Mélységi védelem VVER-440/V-213-as reaktorok bemutatása Fűtőelemek és a reaktor aktív zónája Primer kör Szekunder kör Biztonságvédelmi rendszerek Részkövetkeztetések A hazai nukleárisbaleset-elhárítás döntéstámogató tevékenység Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer Az OAH szerepe a magyar nukleárisbaleset-elhárításban Részkövetkeztetések ELŐRE KISZÁMÍTOTT FORRÁSTAGOK HASZNÁLATA Módszertan Nagy csőtöréses baleset Kezdeti esemény Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása Baleseti folyamat Kibocsátási folyamat A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok A forrástag meghatározása Teljes feszültség-kimaradás és a térfogatkompenzátor lefúvató szelep beragadása Kezdeti esemény Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása Baleseti folyamat Kibocsátási folyamat A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok Forrástag meghatározása Interfész hőhordozóvesztés a hermetikus téren kívül Kezdeti esemény Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása Baleseti folyamat Kibocsátási folyamat A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok /123

3 Forrástag meghatározása Gőzfejlesztő csőtörés vagy kollektor-fedél felnyílás Kezdeti esemény Biztonsági rendszerek rendelkezésre állása Baleseti folyamat Kibocsátási folyamat A kibocsátás szempontjából legfontosabb időpontok Forrástag meghatározása Részkövetkeztetések A VVER-440/V-213 REAKTOR ÁLLAPOTA ÉRTÉKELÉSÉNEK ÉS ELŐREJELZÉSÉNEK ALAPELVEI Értékelés és előrejelzés módszertana A három mérnöki gát Kritikus biztonsági funkciók Az első mérnöki gáttal összefüggő kritikus biztonsági funkciók A második mérnöki gáttal összefüggő kritikus biztonsági funkciók A harmadik mérnöki gáttal összefüggő kritikus biztonsági funkciók A kritikus biztonsági funkciókat fenntartó rendszerek Példa alkalmazás Részkövetkeztetések A MÉRNÖKI GÁTAK ÁLLAPOTÁNAK MEGHATÁROZÁSA Első mérnöki gát állapotának meghatározása Az első mérnöki gát lehetséges állapotai Az első mérnöki gát állapotának kvalitatív meghatározása A második mérnöki gát állapotának meghatározása A második mérnöki gát lehetséges állapotai A második mérnöki gát kvalitatív vizsgálata A törés méretének és a törésen átáramló aktív közeg mennyiségének becslése A harmadik mérnöki gát állapotának meghatározása A harmadik mérnöki gát lehetséges állapotai A harmadik gát kvalitatív értékelése Kibocsátási útvonalak Visszatartási tényezők Részkövetkeztetések A KRITIKUS BIZTONSÁGI FUNKCIÓK ÁLLAPOTÁNAK ÉS A FUNKCIÓKAT ELLÁTÓ RENDSZEREK RENDELKEZÉSRE ÁLLÁSÁNAK MEGHATÁROZÁSA Szubkritikusság kritikus biztonsági funkció A zónahűtés és a primer köri vízmérleg kritikus biztonsági funkciók állapotának értékelése Hőelvonás és primer kör épsége kritikus biztonsági funkciók Hermetikus tér épsége kritikus biztonsági funkció Részkövetkeztetés ÖSSZEFOGLALÁS ÖSSZEGZETT KÖVETKEZTETÉSEK /123

4 8. AJÁNLÁSOK ÚJ TUDOMÁNYOS EREDMÉNYEK HIVATKOZÁSOK MELLÉKLETEK Melléklet Előre számított forrástag példák melléklet Sérült blokk adatai veszélyhelyzetben melléklet Értékeléshez, előrejelzéshez felhasználandó paraméterek listája /123

5 1. BEVEZETŐ 1.1. Kutatási célkitűzések, módszerek A tudományos probléma megfogalmazása Az atomerőművi reaktorbalesetek bekövetkezési gyakorisága rendkívül alacsony, azonban a várható következmények súlyossága miatt, különösen az 1986-ban bekövetkezett csernobili reaktorbaleset után nagy jelentőséggel bírnak a baleset-elhárítási felkészüléssel és a katasztrófa-elhárítással foglalkozó szakemberek számára. A következmények csökkentése érdekében óvintézkedések meghatározására és bevezetésére van szükség. A foganatosított lakossági óvintézkedésekkel szemben támasztott legfontosabb szakmai elvárások, hogy optimalizáltak legyenek, azaz formájuk, terjedelmük, időzítésük és időtartamuk a lehető legnagyobb dózis-megtakarítást tegye lehetővé, valamint indokoltak legyenek, azaz több haszonnal járjanak, mint amennyi kárt okoznak. A környezeti következmények értékelése szempontjából az atomerőművi balesetek legfontosabb műszaki jellemzője az úgynevezett forrástag, ami tartalmazza a kibocsátott radioaktív izotópok mennyiségét, minőségi összetételét, a kibocsátás időpontját, időtartamát és magasságát. A Paksi Atomerőmű 30 kilométeres környezetében, a megelőző és a sürgős óvintézkedések zónájában bevezetendő óvintézkedések korai, a kibocsátást megelőző bevezetése jár nyilvánvalóan a legnagyobb dózis-megtakarítással. A következmények kibocsátás előtti értékelését és az óvintézkedési javaslatok meghatározását a forrástag és a meteorológiai előrejelzések alapján készített környezeti szimulációval végzik a sugárvédelmi szakemberek. A forrástag kibocsátás előtti, minél pontosabb, átfogó, de ugyanakkor gyors meghatározása a forrástag szempontjából jelentőséggel bíró folyamatok átfogó elemzését, a kibocsátás megakadályozására és csökkentésére hivatott mérnöki gátak és biztonsági rendszerek állapotának értékelését igényli Kutatási célkitűzések 1. A minimálisan rendelkezésre álló mérési adatok alapján gyorsan elvégezhető, átfogó értékelést nem igénylő, előzetesen elvégzett elemzések eredményein alapuló, a Paksi 5/123

6 Atomerőműre adaptált forrástag-becslő eljárás kidolgozása, a szükséges megalapozó számítások, elemzések elvégzése. 2. A különböző fűtőelem-állapotok bekövetkezési időpontjainak becsléséhez olyan módszer kidolgozása, amelynek segítségével a balesetet értékelők számára rendelkezésre álló technológiai adatok alapján a zóna szárazra kerülésének és a zóna olvadásának időpontja előre jelezhető. A Paksi Atomerőműben rendelkezésre álló technológiai mérések alapján a törés méretének és helyének megállapítására a nemzetközi szakirodalomban szereplő gyorsértékelési algoritmusok összefoglalása és összehasonlítása, valamint VVER-440/V- 213 atomerőműre adaptálása. 3. A kibocsátást megelőző forrástag-becsléshez használt, a konténment szivárgásának meghatározására jelenleg alkalmazott módszerek áttekintése. A hermetikus tér integrális tömörségvizsgálata során alkalmazott mérési és értékelési módszerek áttekintése, a forrástag-becsléshez megfelelő módszer kidolgozása a forrástag-meghatározás konzervativizmusának csökkentése érdekében. 4. A különböző típusú, a forrástag-becslés szempontjából jelentőséggel bíró, a VVER- 440/V-213 típusú reaktorokkal szerelt atomerőművekben elképzelhető reaktorbalesetek áttekintése, gyors azonosításuk és értékelésük módszerének kidolgozása, az ehhez szükséges, optimális számú erőművi mérés meghatározása. 5. A Westinghouse Electric Company által kidolgozott és a Paksi Atomerőműben az operátorok baleseti helyzeti tevékenységének támogatására létrehozott Állapotorientált Kezelési utasítások részeként adaptált Kritikus Biztonsági Funkció Monitorozó rendszer állapotfáinak alkalmazása és továbbfejlesztése a kibocsátást megelőző forrástag-becslési tevékenység támogatására. 6. Módszertan kidolgozása az erőművi állapotértékelést és kibocsátást megelőző forrástagbecslés meghatározásának támogatására Az értekezés felépítése A doktori munkámban a teljesítményen működő reaktorok balesetei során a környezetbe kerülő radioaktív kibocsátásokat jellemző forrástagnak a kibocsátást megelőző meghatározásával foglalkozom. 6/123

7 A dolgozat egy átfogó bevezetésből és 4 a kutatásaimat összefoglaló fejezetből áll (2-5. fejezetek). Az 1. fejezet további részében összefoglaltam a forrástag-becslési eljárás alapjait, definiáltam a későbbiekben részletesen elemzett, a forrástag szempontjából jelentőséggel bíró folyamatokat. Bemutattam a dolgozat témája szempontjából jelentős nukleáris biztonsági megfontolásokat és rendszereket, és bevezettem a későbbi fejezetekben használt szakkifejezéseket. A törvényi háttér feldolgozása révén röviden bemutattam az Országos Nukleáris Baleset-elhárítási Rendszer működését, az Országos Atomenergia Hivatal nukleáris veszélyhelyzetekben folytatott tevékenységét, különös tekintettel az erőművi állapot értékelését, előrejelzését és a forrástag becslését végző nukleáris, valamint a forrástagot az óvintézkedési javaslatok előkészítéséhez felhasználó sugárvédelmi csoport működésére. Ezeken túl az 1. fejezetben bemutattam a dolgozat kidolgozása során felhasznált, az Országos Atomenergia Hivatal CERTA krízisközpontjában rendelkezésre álló elemző kódokat. A 2. fejezet az előre kiszámított forrástagok használatára általam kidolgozott, a Paksi Atomerőműben bekövetkező nukleáris veszélyhelyzet legkorábbi fázisában, korlátozott rendelkezésre álló információ esetén alkalmazandó módszert mutatja be. A 3. fejezet foglalkozik az erőművi állapot-értékelés és előrejelzés szakirodalomban található módszereivel, és bemutatja a VVER-440/V-213 blokkokra az előbbiek felhasználásával általam kidolgozott és a későbbi fejezetekben részletesen bemutatott módszer alapelveit. A 4. fejezet a környezeti radioaktív kibocsátást megakadályozó mérnöki gátak állapotának átfogó értékelési módszerét, míg az 5. fejezet a mérnöki gátakkal szorosan összefüggő kritikus biztonsági funkciók állapotának és az ellátó rendszerek rendelkezésre állásának részletes értékelési módszerét foglalja össze Kutatási módszerek A téma kidolgozásának alapja a fellelhető írott és elektronikus, nemzetközi és hazai szakirodalom kutatása, kritikai elemzése, összehasonlítása; a nyugati nyomott-vizes reaktorokra meglévő elemzések és módszereknek a Paksi Atomerőműre való adaptálása. A tématerületen elsősorban az Amerikai Egyesült Államok Nukleáris Hatósága (USNRC), valamint a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség nyilvános dokumentumaira, szakmai és tudományos konferenciák anyagaira, programleírásokra, valamint az Európai Unió által támogatott SESAME, STERPS és ASTRID nemzetközi projektek munkaanyagaira lehet támaszkodni. Az utóbbi három projekt magyar részvétellel zajlott, a projektekben hazánkat az Országos Atomenergia Hivatal képviselte. 7/123

8 A forrástag-becslési eljárás lépéseinek adaptációját nukleáris elemző szoftverekkel történt saját futtatások és az elérhető szakirodalmi elemzések eredményeivel is alátámasztottam A várható tudományos eredmények és azok felhasználhatósága A dolgozat egy átfogó, a baleseti folyamat részletes értékelését és a forrástag kibocsátást megelőző, realisztikus becslését lehetővé tevő módszertannak a Paksi Atomerőműre való kifejlesztése, illetve adaptálása. A kidolgozott módszertan a nukleárisbaleset-elhárítási elemző, értékelő, döntés-előkészítő folyamatba való beillesztésével alkalmas a hazai és VVER-440/V-213-as reaktort üzemeltető országok nukleárisbaleset-elhárítási szervezetei által kidolgozandó óvintézkedési javaslatok megalapozására. 8/123

9 1.2. A forrástag meghatározásának általános alapelvei Előzmények Az 1979-ben bekövetkezett Three Mile Island atomerőmű reaktorbalesete után [1], a baleset tapasztalatai alapján a legtöbb, nukleáris erőművet üzemeltető ország jelentős biztonságnövelő intézkedéseket hajtott végre. Ezek a nukleáris biztonságot növelő intézkedések azonban nem csak a reaktorok biztonságának növelését, hanem egy esetleges reaktorbaleset következményei csökkentésének képességét is célozták. Ez utóbbi kapcsán nukleárisbaleset-elhárítási felkészülési intézkedéseket is tettek, többek között említendő a riasztási kritériumok meghatározása, telephelyi és telephelyen kívüli veszélyhelyzet-kezelési szervezetek megalapítása, tervek kidolgozása a lakosság és a környezet védelme érdekében. Az 1986-ban bekövetkezett Csernobili baleset [2] után több országban olyan diszperziós modelleket kezdtek fejleszteni, amelyek alapján számolhatták, és pontosabban előre jelezhették az ilyen események radioaktív kibocsátásainak hatásait. Az 1990-es évek közepén ismerték fel annak szükségességét, hogy a baleset súlyosságának értékelését korábban, már a tényleges kibocsátást megelőzően el kell kezdeni annak érdekében, hogy minél hatékonyabb és hatásosabb lakossági és környezetvédelmi óvintézkedéseket lehessen bevezetni. Egy atomerőműben bekövetkező baleset esetén a mérnöki gátak és a kritikus biztonsági funkciók, valamint a rendszerek állapota alapján a lehetséges radioaktív kibocsátás nagyságrendje előre jelezhető, és ennek alapján az óvintézkedések végrehajtása már a kibocsátás kezdete előtt megkezdődhet, illetve befejeződhet [3] A forrástag Radioaktív kibocsátással járó baleset esetén a forrástag az alábbi információkból áll [4]: a) a kibocsátott radioaktív izotópok típusai, b) az egyes kibocsátott izotópok aktivitása, c) a kibocsátás kezdő időpontja, d) a kibocsátás időtartama, e) a kibocsátás magassága. 9/123

10 A forrástagot a környezeti következmények értékelésére elvégzett számításokhoz izotópspecifikusan kell megadni, a kívánt részletességet a környezeti következményeket számító szoftverek (hazánkban SINAC és RODOS) határozzák meg [5]. Tehát a kibocsátást megelőző, de a baleset bekövetkezése utáni időszakban a forrástag, bemenő adat a környezeti következmények és az óvintézkedési javaslatok meghatározásához. A forrástag izotóp-specifikus meghatározása numerikusan az alábbi képlet kiszámítását jelenti. zónaleltár kibocsátási _ hányad visszatartás konténment _ szivárgás = forrástag A kikerülés, mint fizikai folyamat során azonosan viselkedő izotópokat, az egyszerűsítés érdekében csoportokba szokás sorolni (pl. nemesgázok, jódok, aeroszolok). A zónaleltár meghatározásánál, konzervatívan a névleges teljesítményhez és egyéves kiégetettség szinthez tartozó izotópmennyiséget veszik figyelembe (egyensúlyi zónaleltár). Ezen zónaleltár a tényleges teljesítmény-történet alapján, szükség esetén korrigálható. A kibocsátási hányad elsősorban a zóna, azaz a fűtőelemek állapotától függ. Reaktorbalesetek során a kibocsátott aktivitás nagysága szempontjából az alábbi fűtőelem és hűtőközeg minőségeket, állapotokat különböztetjük meg [6]: a) a hűtőközeg egyensúlyi, normál állapota, a kibocsátás nem jelentős b) spiking teljesítményváltozást követő, a burkolat mikro-repedésein keresztüli kibocsátás, c) réskibocsátás (burkolatsérülés hatására a burkolat és a pasztilla közti légrésben lévő izotópok, főként nemesgáz kibocsátása) d) zónaolvadás, minden izotóp-típus jelentős kikerülésével. A kibocsátási hányad erősen izotóp és időfüggő, mivel az illékony izotópok kibocsátása már a baleset korai fázisában megtörténik. A radioaktív izotópok primer körben történő visszatartása (a kibocsátott aktivitás csökkentése) a baleseti szcenáriótól több szinten függ (pl. kibocsátási útvonal, tartály sérülése). A konténment visszatartási tényező elsősorban a sprinkler rendszer működésétől és a hermetikus tér izolációjának (hermetizálás) sikerességétől függ. A kibocsátás csökkentése 10/123

11 szempontjából a sprinkler rendszer használatának célja a hermetikus tér levegőjében jelenlévő, elsősorban aeroszol fizikai állapotban lévő radioaktív izotópok kimosása a zsompba, ezáltal csökkentve a környezetbe kerülő aktivitást. Vegyszerek adagolásával a ph szint célértékre állítható és ezáltal a környezeti következmények szempontjából meghatározó jódizotópok mennyisége jelentősen csökkenthető (hidrazin-hidrát + sprinkler vegyszerek) [7]. A konténment megkerülésével járó (úgynevezett by-pass) radioaktív kibocsátások kivételével a konténment az utolsó mérnöki gát a környezeti kibocsátás megakadályozására. A legnagyobb forrástaggal járó kibocsátás olyan nagyenergiájú események következménye lehet, amikor hidrogén vagy gőzrobbanás is bekövetkezik, ami a konténment sérülését okozza. Sokkal valószínűbbek azonban az olyan, alacsony konténment-nyomással járó baleseti folyamatok, amelyek során a konténment izolálása megtörténik és a radioaktivitás a konténment természetes szivárgásával vagy szűrt leeresztéssel kerül ki a környezetbe. Fontos megjegyezni, hogy a súlyos balesetkezelési stratégiáknak jelentős hatása van a hermetikus tér viselkedésére. Elsősorban a sprinkler rendszer működését kell említeni, mivel az lekondenzálva a forró gőzöket csökkenti a hermetikus téri nyomást, és ezáltal biztosítja a konténment sérülésének elkerülését. Másik fontos szempont a forrástag-becslési tevékenység során, hogy meg kell határozni azon időpontokat, amikor a felsorolt zóna és fűtőelem állapotok bekövetkeznek, mivel ezáltal lehet időben alkalmazott, indokolt és optimalizált óvintézkedéseket bevezetni. Ezen időpontok közül a legfontosabb a zóna szárazra kerülése időpontjának meghatározása Részkövetkeztetések Atomerőművi reaktorbalesetek esetén, a kibocsátást megelőzően végzett forrástag-becslés összetett feladat, a kibocsátási hányadnak, azaz a zóna állapotának, a visszatartási folyamatok eredményeinek és a konténment viselkedésének együttes értékelését jelenti. 11/123

12 1.3. Atomerőművek biztonsága A jelen fejezet célja egyrészt a dolgozatban feldolgozott elemzési, értékelési módszerek során használt szakkifejezések jelentésének bemutatása; másrészt a dolgozatban lévő elemzéseket megalapozó, a nemzetközi szakirodalomból származó információk összefoglalása. Az atomerőművek biztonsági szintje manapság jóval magasabb, mint húsz esztendővel ezelőtt. A korábbi fejlesztések biztonsági tekintetben vett korszerűtlensége és a két jelentős következménnyel járó, az előző fejezetben már említett reaktorbaleset arra kényszeríttette az atomerőművek üzemeltetőit, hogy az erőművek biztonsági szintjét jelentős mértékben növeljék. Ezért a ma üzemelő reaktorok már a korábbiakhoz képest többszörös védelmi rendszerrel vannak ellátva. A biztonság az atomerőművek esetén azt jelenti, hogy az erőműveket úgy kell megtervezni, a technikai berendezéseket és a biztonsági rendszereket úgy kell kialakítani, hogy még egy súlyos baleset bekövetkezésekor is biztosítva legyen az erőmű környezetének biztonsága [8]. Ennek a kritériumnak a korszerű atomerőművek (közöttük a Paksi Atomerőmű is) megfelelnek. A fejlesztők egyre több balesetet megelőző rendszereszközt dolgoztak már ki amellett, hogy egyre több baleseti eszkalálódásának megakadályozására is felkészítik a biztonsági rendszereket, valamint a személyzetet. Az atomreaktorokban nagy mennyiségű radioaktív anyag van, aminek sugárzásától a létesítmény dolgozóit védeni kell, egy esetleges baleset esetén pedig az anyag környezetbe jutását meg kell akadályozni [9]. Az atomreaktorokban három alapvető biztonsági feltételt kell teljesíteni, ezek (1) a nukleáris láncreakció hatékony szabályozása, (2) a termelt energia megfelelő elszállítása, (3) a radioaktív anyagok kikerülésének megakadályozása [10]. A felsorolt biztonsági feltételeket az atomreaktorokban az ún. mélységi védelem segítségével valósítják meg Mérnöki gátak Az atomreaktorokban a fenti biztonsági követelmények kielégítését egy korábbi koncepció szerint az úgynevezett mérnöki gátakra alapozták. E szerint a lakosság és a környezet védelmét a radioaktív anyagokkal szemben egy esetleges baleseti szituáció esetén egy tömör, szivárgásmentes gátakból álló sorozat biztosítja [11]. Ezek sorrendben: (1) az üzemanyag tabletta és az üzemanyag burkolata, (2) a primer kör csővezetékei (nyomástartó berendezés), 12/123

13 (3) a hermetikus tér és a lokalizációs torony együttese, az úgynevezett konténment 1. Az egyes gátak elsődleges szerepe, hogy a radioaktív anyag következő gáthoz jutását megelőzze. Az atomerőművi biztonsági elemzések célja annak megállapítása, hogy a gátak állapota normál üzem, üzemi tranziensek (pl. biztonságvédelmi működések), tervezési és tervezésen túli üzemzavarok esetén megfelelő-e Mélységi védelem Az egyre szigorodó biztonsági követelmények [12] azonban mérnöki gátak koncepciójának továbbfejlesztésére ösztökéltek. Az új koncepció szerint a reaktorok biztonságának egy magasabb szintű elvárás-rendszernek, a baleset megelőzés, monitorozás (a balesetre utaló jelek figyelése), és a baleset következményeinek enyhítése követelményeknek kell megfelelnie. Ennek megfelelően alakították ki a fenti mérnök gátakat is magába foglaló mélységi védelem elvét. A mélységi védelem elve ellentétben a mérnöki gátakkal nemcsak konkrét technikai megoldásokból áll, hanem egy általánosabb, az egész atomerőművet magába foglaló váz [13]. A mélységi védelem az összes biztonsági rendszert magába foglalja és a fent említett három követelmény lépcső megfelelő szintjéhez kapcsolja őket. Ez a megközelítés nem egy passzív védekező rendszert eredményez, hanem olyant, amely nagyobb hangsúlyt fektet a megelőzésre. Vizsgálja a feltételezhető balesetek okait és azok bekövetkezését próbálja megakadályozni. A 1-1. ábrán összefoglalt mélységi védelem elve öt szintbe rendezi a biztonsági vonatkozású cselekményeket, berendezéseket, eljárásokat. Mindegyik célja, hogy gátolja a következő szint elérését. 1 A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség által kiadott szószedet megkülönbözteti a nyugati atomerőművek alacsony szivárgású containment-jét és VVER blokkok magasabb szivárgású confinment-jét. A szakemberek körében azonban mindkét esetre a konténment kifejezés terjedt el. 13/123

14 1-1. ábra A mélységi védelem öt szintje [13] Első szint Az egész atomerőművet úgy kell megtervezni, hogy a belső hibákkal szembeni tűrőképessége minél nagyobb legyen, illetve ezek a hibák minél kisebb gyakorisággal forduljanak elő. Minél átfogóbban tanulmányozni kell a normál üzem és az üzemi tranziensek során előforduló körülményeket. Erre alapozva kell ezután megtervezni a létesítményt, természetesen biztosítva a megfelelő biztonsági tartalékot. Minél nagyobb mértékben ki kell zárni az emberi hiba lehetőségét, illetve az ember által kezelt berendezéseket áttekinthetővé, könnyen kezelhetővé kell tenni. A dolgozókat a végzendő feladatnak megfelelően figyelembe véve a lelki terhelést is kell kiválasztani. Meg kell határozni azokat a külső eseményeket, amelyeket jelentős károsodás nélkül még ki kell bírnia a rendszernek. Fontos tényező a leendő atomerőmű telephelyének kiválasztása, például a külső veszélyek, mint szeizmikus események vagy szélsőséges időjárási viszonyok értékelése. A Paksi Atomerőművet érintő külső veszélyek átfogó értékelését és a nemzetközi tapasztalatokkal való összehasonlítását a [14] publikációmban foglaltam össze. Pontosan tisztázott felelősségeket kell meghatározni a tervezéstől a működtetésig Második szint A létesítményi paramétereket a tervezett működési határokon belül kell tartani, eszközt kell biztosítani annak megelőzésére, hogy a biztonsági korlátokat semmilyen körülmények között ne lépjük át. Ilyen eszközök: állandó mérések (pl. nyomás, hőmérséklet az aktív zónában), 14/123

15 időszakos ellenőrzések és vizsgálatok (pl. hermetikus tér integrális tömörségpróbája), állandó karbantartás, a biztonsági rendszerek időszakos próbája. Ügyelni kell a kijelző műszerek pontos működésére, hiba esetén késlekedés nélkül javítani kell azt, még akkor is, ha ez termeléskieséssel jár. Mindent el kell követni annak érdekében, hogy az elvileg kizárható hibák a gyakorlatban se forduljanak elő. A hibák felfedésére és az események okainak meghatározása érdekében az atomerőműben bekövetkező eseményeket minden esetben ki kell vizsgálni, a hibák elhárítására a kivizsgálás alapján javító intézkedéseket kell meghatározni. A kivizsgálási tevékenység egyik speciális eszköze az úgynevezett alapvető ok elemzés 2 [15], amelynek módszerét én dolgoztam ki a magyar nukleáris hatóság számára; a 2003-ban a 2. blokki 1. aknában bekövetkezett üzemzavar alapvető ok elemzését a [16] cikkben publikáltam Harmadik szint A mélységi védelem első két szintje arra szolgál, hogy a hibák valószínűségét minél jobban lecsökkentsék. Ennek ellenére, a különböző üzemzavarok és balesetek lehetősége nem zárható ki. Ezért néhány úgynevezett várható üzemi eseményre 3 fel kell készíteni a rendszert. Ezek a várható események olyan okokból származnak, amelyeket az állandó ellenőrzések ellenére sem zárhatunk ki (pl. belső anyaghiba miatti csőtörés, természeti katasztrófa stb.). Olyan rendszerekre van szükség, amelyek segítségével a várható helyzet kezelhető. Erre valók a biztonsági rendszerek, amelyeket úgy kell megtervezni, hogy automatikusan induljanak, és az emberi beavatkozást csak egy bizonyos idő múltán amikor a körülményeket már pontosan ismertek és áttekinthetőek szabad megengedni. Ezen üzemzavarok esetén ezek a rendszerek megőrzik az aktív zóna épségét. A radioaktív anyagok kibocsátása így a megfelelő szintre szorítható még a legrosszabb még várható tervezésnél figyelembe vett üzemzavar esetében is Negyedik szint Fel kell készülni arra az esetre is, amikor olyan meghibásodás következik be, ami olyan üzemzavarhoz vezet, amit a 3. szinten figyelembe vett tervezési események közé nem soroltak be, vagy több, független tervezési hiba fordul elő egy időben. Itt ki kell emelni, hogy olyan 2 Root Cause Analysis 3 Anticipated tranzients 15/123

16 eseményekről van szó, amelyek bekövetkezési gyakorisága nagyon csekély (pl. a többszörös biztonsági rendszer meghibásodása), de a súlyos következményekre való tekintettel mégis fel kell készülni a bekövetkezésükre. Ilyen esetekben a biztonsági rendszerek már nem nyújtanak megfelelő védelmet, előfordulhat a reaktorok számára legsúlyosabb szituáció, a zónaolvadás, ami magas radioaktív kibocsátással járhat. Így itt a cél az, hogy ezen események valószínűségét az adott körülmények között csökkentsük, és olyan rendszereket iktassunk be, amelyek pl. a zónaolvadás mértékét csökkentik vagy legalábbis késleltetik, időt hagyva egyéb intézkedésekre (pl. lakosság kitelepítése) Ötödik szint A bekövetkezett radioaktív kibocsátás esetére is fel kell készülni, bár ezekre az intézkedésekre csak az előbbi négy szint sérülése után van szükség. Ezen intézkedések már nem az atomerőmű hatáskörébe tartoznak, hanem telephelyen kívüli hatóságok intézkedéseit jelentik. Ezeket a teendőket veszélyhelyzeti intézkedési tervekbe kell foglalni, a döntéseket a terv és a működésbe lépő szakértői csapat véleménye alapján kell meghozni. Fontos, hogy ilyen szituáció esetén is minden olajozottan működjön, ezért rendszeres gyakorlatokat kell tartani a megfelelő szervek bevonásával (Országos Atomenergia Hivatal, Országos Katasztrófavédelmi Főigazgatóság, Megyei Védelmi Bizottságok). A évben tartott átfogó, többfokozatú nemzeti törzsvezetési gyakorlat tapasztalatairól a [17] publikációmban számoltam be VVER-440/V-213-as reaktorok bemutatása A paksi VVER-440/V-213 típusú reaktorblokkok nyomott-vizes, könnyűvíz moderátorú, termikus reaktorral üzemelő, telített gőz-körfolyamatú erőművi rendszerek. Az egyes reaktorblokkok két körös kialakításúak, ennek megfelelően radioaktív primer körből és nem radioaktív szekunder körből állnak. A primer és szekunder körök legfontosabb berendezéseinek elvi kapcsolási sémáját a 1-2. ábra szemlélteti. 16/123

17 1-2. ábra A VVER-440/V-213 atomerőmű elvi működési sémája Fűtőelemek és a reaktor aktív zónája A reaktor üzemanyaga urán-dioxid (UO 2 ), amit a 1-3. ábrán látható kb. 9 mm magas, 7.6 mm átmérőjű hengeres pasztillákká préselnek össze. Az uránpasztillákat egy cirkónium-nióbium ötvözetből készült, 2.5 m hosszú, 9 mm külső átmérőjű csőbe (a burkolatba) helyezik, amit feltöltenek hélium-gázzal, majd hermetikusan lezárnak. A burkolat megakadályozza a hasadványok kikerülését a hűtővízbe ábra UO 2 pasztillák 1-4. ábra Fűtőelemkazetta 1-5. ábra Aktív zóna Az üzemanyag pasztillák és a burkolat együtt alkotják a fűtőelem-pálcát. A burkolat és az uránpasztillák között egy vékony gázrés található annak érdekében, hogy üzem közben legyen 17/123

18 elegendő hely a pasztilla hőtágulására és az üzemanyagból kiszabaduló gáznemű radioaktív izotópok számára. Mivel a több tízezer fűtőelem-pálca egyenkénti mozgatása, cseréje gyakorlatilag megoldhatatlan lenne, a fűtőelemeket a 1-4. ábrán látható kötegekbe foglalják. A VVER-440-nél a fűtőelem-kötegek (kazetták) hatszöges keresztmetszetűek, és egyenként 126 fűtőelemet tartalmaznak. A kazettákban lévő UO 2 üzemanyag dúsítása 1.6, 2.4, vagy 3.6 % lehet. A kazetták 14.4 cm laptávolságúak. A 1-5. ábrán látható aktív zónában összesen 349 kazetta fér el, ebből az üzemanyagkötegek száma 312. A VVER-440 reaktortípusban a láncreakció szabályozásához a hűtőközegbe kevert bórsavat és a fűtőelem-kötegekkel azonos méretű abszorbens (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek felülről lógnak be a zónába. A reaktorban összesen 37 ilyen szabályozó és biztonságvédelmi kazetta van, amelyek közül üzem közben 30 állandóan kihúzott állapotban, az aktív zóna fölött helyezkedik el. Ezek az úgynevezett biztonságvédelmi rudak, amelyekkel a reaktor bármikor biztonságosan leállítható. A maradék 7 abszorbens kazettával az üzem közbeni teljesítmény-szabályozást végzik, de természetesen ezek is ellátnak biztonságvédelmi funkciót. A szabályozó kazetták aljához egy-egy fűtőelem-kazettát kapcsolnak, így a kihúzott abszorbensek helyén is üzemanyag található. Az aktív zónát a 312 db üzemanyag-kazetta, a 37 db abszorbens rúd és a moderátor szerepét is betöltő hűtővíz alkotja Maradványhő Az atomreaktorban leállítása után is még bizonyos ideig nagy mennyiségű energia (úgynevezett maradványhő) szabadul fel, mivel a radioaktív elemek bomlása és ezzel a hőtermelés tovább folytatódik. A maradványhő elvitele, amely a láncreakció leállása után a 1-6. ábrán látható exponenciális görbe szerint termelődik a zónában, jelenti a legnagyobb kihívást a reaktorok biztonsága szempontjából, mivel emiatt kell az aktív zóna hűtését a láncreakció leállása után is hosszútávon biztosítani [18]. 18/123

19 250 Teljesítmény MW(t) sec 1 perc 1óra 1 nap 1 hét 1 hónap IDŐ 1-6. ábra A VVER-440/V-213 reaktor maradványhőjének alakulása [18] Egyensúlyi zónaleltár 4 A zónában az ott lejátszódó hasadási és aktivációs folyamatok eredményeként a periódusos rendszer közel minden eleme megtalálható [19]. A környezeti radioaktív kibocsátás szempontjából a zónában található radioaktív anyagok izotóponkénti mennyisége, az úgynevezett zónaleltár tekinthető a forrásnak. A 1-1. táblázatban szereplő hasadási és aktivációs termékek listája [20] az egy ciklust már üzemelő, 30 perce leállított reaktor zónájában lévő, a kibocsátás szempontjából jelentős (a nukleáris veszélyhelyzet korai fázisában a dózisok jelentős részét okozó) izotópokat és azok aktivitását tartalmazza 1 MW elektromos energiára normálva. A táblázatban szereplő értékek konzervatívan fedik a zóna izotópleltárát, mivel egy rövidebb ciklus, alacsonyabb kiégetettség vagy hosszabb ideje leállított reaktor esetén a zónában lévő izotópok aktivitása ennél alacsonyabb. 4 Core inventory 19/123

20 Izotóp (I) Mennyiség [kbq/mwe] Izotóp (I) Mennyiség [kbq/mwe] Kr-85b 2.07E+10 I-132b 4.44E+12 Kr-85mb 8.88E+11 I-133b 6.29E+12 Kr-87b 1.74E+12 I-134b 7.03E+12 Kr-88b 2.52E+12 I-135b 5.55E+12 Rb E+08 Xe-131mb 3.70E+10 Sr-89b 3.48E+12 Xe-133b 6.29E+12 Sr-90b 1.37E+11 Xe-133mb 2.22E+11 Sr-91b 4.07E+12 Xe-135b 1.26E+12 Y E+11 Xe-138b 6.29E+12 Y-91b 4.44E+12 Cs-134b 2.78E+11 Zr E+12 Cs-136b 1.11E+11 Zr E+12 Cs-137b 1.74E+11 Nb E+12 Ba-140b 5.92E+12 Mo-99b 5.92E+12 La-140b 5.92E+12 Tc-99m 5.18E+12 Ce E+12 Ru-103b 4.07E+12 Ce E+12 Ru E+12 Ce-144b 3.15E+12 Ru E+11 Pr E+12 Rh E+12 Nd E+12 Te E+11 Np-239b 5.92E+13 Te-127m 4.07E+10 Pu E+09 Te E+12 Pu E+08 Te-129mb 1.96E+11 Pu E+08 Te-131mb 4.81E+11 Pu E+11 Te-132b 4.44E+12 Am E+07 Sb-127b 2.26E+11 Cm E+10 Sb-129b 1.22E+12 Cm E+08 I-131b 3.15E táblázat Egyensúlyi zónaleltár Primer kör Az aktív zóna a függőleges elhelyezésű, hengeres reaktortartályban található, melynek teljes magassága m, külső átmérője 3.84 m. A tartály acélból készült, falvastagsága az aktív zóna magasságában 14 cm, belülről pedig 9 mm vastag rozsdamentes acél bevonattal van ellátva a korrózióvédelem céljából. A tartályon különböző magasságban helyezkedik el a hűtőközeg be- és kivezetésére szolgáló hat belépő és hat kiömlő csonk. Az aktív zónában felszabaduló hő elszállítása a reaktorhoz csatlakozó 6 darab hűtőkör feladata. Ezek térbeli elrendezése látható a 1-7. ábrán [21]. A hűtőkörök között eltérés csak abban van, hogy az egyik körhöz kapcsolódik a nyomás szabályozhatóságát lehetővé tevő úgynevezett térfogatkompenzátor. 20/123

Atomerőművek biztonsága

Atomerőművek biztonsága Mit is jelent a biztonság? A biztonság szót nagyon gyakran használjuk a köznapi életben is. Hogy mit is értünk alatta általánosságban, illetve technikai rendszerek esetén, azt a következő magyarázat szerint

Részletesebben

Magyarországi nukleáris reaktorok

Magyarországi nukleáris reaktorok Tematika 1. Az atommagfizika elemei 2. Magsugárzások detektálása és detektorai 3. A nukleáris fizika története, a nukleáris energetika születése 4. Az atomreaktor 5. Reaktortípusok a felhasználás módja

Részletesebben

FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN

FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN REAKTORBALESETEK ESETÉN ZRÍNYI MIKLÓS NEMZETVÉDELMI EGYETEM Bolyai János Katonai Műszaki Kar Katonai Műszaki Doktori Iskola Alapítva: 2002 évben Alapító: Prof. Solymosi József DSc. FORRÁSTAG MEGHATÁROZÁSA A KIBOCSÁTÁST MEGELŐZŐEN

Részletesebben

ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI GYAKORLAT

ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI GYAKORLAT XII. Nukleáris Technikai Szimpózium 2013. december 5-6. ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI GYAKORLAT Macsuga Géza és Balogh Csaba Országos Atomenergia Hivatal Bevezetés Terjedelem és időzítés Résztvevők

Részletesebben

A Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF) intézkedési tervének aktuális helyzete

A Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF) intézkedési tervének aktuális helyzete A Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF) intézkedési tervének aktuális helyzete XII. MNT Nukleáris Technikai Szimpózium, 2013. dec. 5-6. Vilimi András 71 A paksi atomerőmű látképe 500 MW 500 MW 500 MW

Részletesebben

Vizsgálatok a Hermet program termohidraulikai modelljével kapcsolatban

Vizsgálatok a Hermet program termohidraulikai modelljével kapcsolatban Vizsgálatok a Hermet program termohidraulikai modelljével kapcsolatban Az eredmények összehasonlítása Contain programmal számítottakkal. ELTE KDI beszámoló 2011 Nagy Attila MTA KFKI AEKI Témavezető: Dr

Részletesebben

A BM OKF Országos Iparbiztonsági Főfelügyelőség nukleárisbalesetelhárítási tevékenysége

A BM OKF Országos Iparbiztonsági Főfelügyelőség nukleárisbalesetelhárítási tevékenysége ORSZÁGOS IPARBIZTONSÁGI FŐFELÜGYELŐSÉG A BM OKF Országos Iparbiztonsági Főfelügyelőség nukleárisbalesetelhárítási tevékenysége A XXXVII. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam Programja 2012. április 24-26.

Részletesebben

Atomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés

Atomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés Atomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés Lajos Máté lajos.mate@osski.hu OSSKI Bővített fokozatú sugárvédelmi tanfolyam 2016. október 13. Országos Közegészségügyi Központ (OKK) Országos Sugárbiológiai és Sugáregészségügyi

Részletesebben

SUGÁRVÉDELMI HELYZET 2003-BAN

SUGÁRVÉDELMI HELYZET 2003-BAN 1 SUGÁRVÉDELMI HELYZET 2003-BAN 1. BEVEZETÉS Az atomerőműben folyó sugárvédelemi tevékenység fő területei 2003-ban is a munkahelyi sugárvédelem és a nukleáris környezetvédelem voltak. A sugárvédelemmel

Részletesebben

AES-2006. Balogh Csaba

AES-2006. Balogh Csaba AES-2006 Készítette: Balogh Csaba Mit jelent az AES-2006 rövidítés? Az AES-2006 a rövid neve a modern atomerőműveknek amik orosz tervezésen alapszanak és VVER-1000-es típusú reaktorral vannak felszerelve!

Részletesebben

Paksi Atomerőmű 1-4. blokk. A Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása ELŐZETES KÖRNYEZETI TANULMÁNY

Paksi Atomerőmű 1-4. blokk. A Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása ELŐZETES KÖRNYEZETI TANULMÁNY ETV-ERŐTERV Rt. ENERGETIKAI TERVEZÕ ÉS VÁLLALKOZÓ RÉSZVÉNYTÁRSASÁG 1450 Budapest, Pf. 111. 1094 Budapest, Angyal u. 1-3. Tel.: (361) 218-5555 Fax.: 218-5585, 216-6815 Paksi Atomerőmű 1-4. blokk A Paksi

Részletesebben

235 U atommag hasadása

235 U atommag hasadása BME Oktatóreaktor 235 U atommag hasadása szabályozott láncreakció hasadási termékek: pl. I, Cs, Ba, Ce, Sr, La, Ru, Zr, Mo, stb. izotópok több mint 270 hasadási termék, A=72 és A=161 között keletkezik

Részletesebben

Az atommagtól a konnektorig

Az atommagtól a konnektorig Az atommagtól a konnektorig (Az atomenergetika alapjai) Dr. Aszódi Attila, Boros Ildikó BME Nukleáris Technikai Intézet Pázmándi Tamás KFKI Atomenergia Kutatóintézet Szervező: 1 Az atom felépítése kb.

Részletesebben

Hermetikus tér viselkedése tervezési és tervezésen túli üzemzavarok során a Paksi Atomerőműben

Hermetikus tér viselkedése tervezési és tervezésen túli üzemzavarok során a Paksi Atomerőműben MTA SUKO-MNT-Óbudai Egyetem Kockázatok értékelése az energetikában Budapest, 2015.06.15. Hermetikus tér viselkedése tervezési és tervezésen túli üzemzavarok során a Paksi Atomerőműben Tóthné Laki Éva MVM

Részletesebben

Az AGNES-program. A program szükségessége

Az AGNES-program. A program szükségessége Az AGNES-program A program szükségessége A Paksi Atomerőmű VVER-440/V-213 blokkjai több mint húsz éve kezdték meg működésüket. A nukleáris biztonságtechnikával foglalkozó szakemberek érdeklődésének homlokterében

Részletesebben

Mi történt a Fukushimában? A baleset lefolyása

Mi történt a Fukushimában? A baleset lefolyása Mi történt a Fukushimában? A baleset lefolyása Dr. Petőfi Gábor főosztályvezető-helyettes Országos Atomenergia Hivatal XXXVI. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam 2011. május 3-5., Hajdúszoboszló www.oah.hu

Részletesebben

Vélemény a Mohi Atomerőmű harmadik és negyedik blokkja megépítésével kapcsolatos előzetes környezeti tanulmányról

Vélemény a Mohi Atomerőmű harmadik és negyedik blokkja megépítésével kapcsolatos előzetes környezeti tanulmányról Vélemény a Mohi Atomerőmű harmadik és negyedik blokkja megépítésével kapcsolatos előzetes környezeti tanulmányról Készítette: Perger András 2009. május 8. 2 A mohi atomerőmű harmadik és negyedik blokkjának

Részletesebben

Mit is jelent a biztonság? Atomerőművek biztonsága

Mit is jelent a biztonság? Atomerőművek biztonsága Mit is jelent a biztonság? A biztonság szót nagyon gyakran használjuk a köznapi életben is. Hogy mit is értünk alatta általánosságban, illetve technikai rendszerek esetén, azt a következő magyarázat szerint

Részletesebben

Fukusima: mi történt és mi várható? Kulacsy Katalin MTA KFKI Atomenergia Kutatóintézet

Fukusima: mi történt és mi várható? Kulacsy Katalin MTA KFKI Atomenergia Kutatóintézet Fukusima: mi történt és mi várható? Kulacsy Katalin MTA KFKI Atomenergia Kutatóintézet Áldozatok és áldozatkészek A cunami tízezerszám szedett áldozatokat. 185 000 kitelepített él tábori körülmények között.

Részletesebben

AZ ÁLTALÁNOS KÖRNYEZETI VESZÉLYHELYZET LÉTREJÖTTÉT BEFOLYÁSOLÓ TÉNYEZŐK VIZSGÁLATA

AZ ÁLTALÁNOS KÖRNYEZETI VESZÉLYHELYZET LÉTREJÖTTÉT BEFOLYÁSOLÓ TÉNYEZŐK VIZSGÁLATA A pályamű a SOMOS Alapítvány támogatásával készült AZ ÁLTALÁNOS KÖRNYEZETI VESZÉLYHELYZET LÉTREJÖTTÉT BEFOLYÁSOLÓ TÉNYEZŐK VIZSGÁLATA Deme Sándor 1, Pázmándi Tamás 1, C. Szabó István 2, Szántó Péter 1

Részletesebben

A REAKTORCSARNOKI SZELLŐZTETÉS HATÁSA SÚLYOS ATOMERŐMŰI BALESETNÉL

A REAKTORCSARNOKI SZELLŐZTETÉS HATÁSA SÚLYOS ATOMERŐMŰI BALESETNÉL A pályamű a SOMOS Alapítvány támogatásával készült A REAKTORCSARNOKI SZELLŐZTETÉS HATÁSA SÚLYOS ATOMERŐMŰI BALESETNÉL Deme Sándor 1, Pázmándi Tamás 1, C. Szabó István 2, Szántó Péter 1 1 MTA Energiatudományi

Részletesebben

Black start szimulátor alkalmazása a Paksi Atomerőműben

Black start szimulátor alkalmazása a Paksi Atomerőműben Black start szimulátor alkalmazása a Paksi Atomerőműben 2011 A Paksi Atomerőmű újra indítása teljes külső villamos hálózat vesztés esetén (black start) Egy igen összetett és erősen hurkolt villamos átviteli

Részletesebben

Maghasadás, atomreaktorok

Maghasadás, atomreaktorok Maghasadás, atomreaktorok Magfizika Az urán életútja A Nap "második generációs" csillag, anyagának (és a bolygók, köztük a Föld anyagának) egy része egy másik csillagból származik. E csillag életének utolsó

Részletesebben

Horváth Miklós Törzskari Igazgató MVM Paks II. Zrt.

Horváth Miklós Törzskari Igazgató MVM Paks II. Zrt. Az atomenergia jövője Magyarországon Új blokkok a paksi telephelyen Horváth Miklós Törzskari Igazgató MVM Paks II. Zrt. 2015. Szeptember 24. Háttér: A hazai villamosenergia-fogyasztás 2014: Teljes villamosenergia-felhasználás:

Részletesebben

VVER-440 (V213) reaktor (főberendezések és legfontosabb üzemi jellemzők)

VVER-440 (V213) reaktor (főberendezések és legfontosabb üzemi jellemzők) VVER-440 (V213) reaktor (főberendezések és legfontosabb üzemi jellemzők) Reaktor és fővízkör A főkeringtető kör névleges adatai Névleges hőteljesítmény A hőhordozó közepes hőmérséklete Megnevezés Névleges

Részletesebben

A Paksra tervezett új blokkok fô jellemzôi

A Paksra tervezett új blokkok fô jellemzôi ÚJ BLOKKOK A PAKSI TELEPHELYEN RÉSZ Aszódi Attila A Paksi Atomerőmű kapacitás-fenntartásáért felelős kormánybiztos, Miniszterelnökség BME Nukleáris Technikai Intézet Boros Ildikó BME Nukleáris Technikai

Részletesebben

A NUKLEÁRIS BALESETEK ESETÉN HAZÁNKBAN HASZNÁLT LÉGKÖRI TERJEDÉS- ÉS DÓZISSZÁMÍTÓ SZOFTVEREK ÖSSZEHASONLÍTÁSA

A NUKLEÁRIS BALESETEK ESETÉN HAZÁNKBAN HASZNÁLT LÉGKÖRI TERJEDÉS- ÉS DÓZISSZÁMÍTÓ SZOFTVEREK ÖSSZEHASONLÍTÁSA A NUKLEÁRIS BALESETEK ESETÉN HAZÁNKBAN HASZNÁLT LÉGKÖRI TERJEDÉS- ÉS DÓZISSZÁMÍTÓ SZOFTVEREK ÖSSZEHASONLÍTÁSA XXXVI. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam, Hajdúszoboszló, 2011. május 3-5. A munka résztvevői

Részletesebben

A paksi kapacitás-fenntartási projekt bemutatása

A paksi kapacitás-fenntartási projekt bemutatása A paksi kapacitás-fenntartási projekt bemutatása Budapest, 2014.12.08. Horváth Miklós MVM Paks II. Zrt. Törzskari Igazgató Tartalom I. Előzmények II. Háttér III. Legfontosabb aktualitások IV. Hosszú távú

Részletesebben

A Paksi Atomerőmű 2009. évi biztonsági mutatói BEVEZETÉS... 2 A WANO MUTATÓK... 3 A BIZTONSÁGI MUTATÓ RENDSZER... 6 A. NORMÁL ÜZEMMENET...

A Paksi Atomerőmű 2009. évi biztonsági mutatói BEVEZETÉS... 2 A WANO MUTATÓK... 3 A BIZTONSÁGI MUTATÓ RENDSZER... 6 A. NORMÁL ÜZEMMENET... TARTALOMJEGYZÉK BEVEZETÉS... 2 A WANO MUTATÓK... 3 A BIZTONSÁGI MUTATÓ RENDSZER... 6 A. NORMÁL ÜZEMMENET... 6 A.I ÜZEMELTETÉS 6 A.I.1 NEM TERVEZETT KIESÉSEK 6 A.II ÁLLAPOT FENNTARTÁS 7 A.II.1 KARBANTARTÁS

Részletesebben

Nemzeti Nukleáris Kutatási Program

Nemzeti Nukleáris Kutatási Program Magyar Tudományos Akadémia Energiatudományi Kutatóközpont Nemzeti Nukleáris Kutatási Program 2014-2018 Horváth Ákos Főigazgató, MTA EK foigazgato@energia.mta.hu Előzmények 2010. Elkészül a hazai nukleáris

Részletesebben

6. Az üzemidő hosszabbítás előkészítéséhez köthető környezeti hatások

6. Az üzemidő hosszabbítás előkészítéséhez köthető környezeti hatások 6. Az üzemidő hosszabbítás előkészítéséhez köthető környezeti hatások 6. fejezet 2006.02.20. TARTALOMJEGYZÉK 6. AZ ÜZEMIDŐ HOSSZABBÍTÁS ELŐKÉSZÍTÉSÉHEZ KÖTHETŐ KÖRNYEZETI HATÁSOK... 1 6.1. Radiológiai

Részletesebben

A szabályozott láncreakció PETRÓ MÁTÉ 12.C

A szabályozott láncreakció PETRÓ MÁTÉ 12.C A szabályozott láncreakció PETRÓ MÁTÉ 12.C Rövid vázlat: Történelmi áttekintés Az atomreaktor felépítése és működése Reaktortípusok Érdekességek: biztonság a világ atomenergia termelése Csernobil Kezdetek

Részletesebben

Energetikai mérnökasszisztens Mérnökasszisztens

Energetikai mérnökasszisztens Mérnökasszisztens A 10/07 (II. 27.) SzMM rendelettel módosított 1/06 (II. 17.) OM rendelet Országos Képzési Jegyzékről és az Országos Képzési Jegyzékbe történő felvétel és törlés eljárási rendjéről alapján. Szakképesítés,

Részletesebben

Paksi tervek: Üzemidő-hosszabbítás, célzott biztonsági felülvizsgálat, új blokkok. Volent Gábor biztonsági igazgató

Paksi tervek: Üzemidő-hosszabbítás, célzott biztonsági felülvizsgálat, új blokkok. Volent Gábor biztonsági igazgató Paksi tervek: Üzemidő-hosszabbítás, célzott biztonsági felülvizsgálat, új blokkok Volent Gábor biztonsági igazgató Balatonalmádi, 2012. március 22-23. 1 Tények a paksi atomerőműről. Korszerűsítések eredményeképpen

Részletesebben

Quo vadis nukleáris energetika

Quo vadis nukleáris energetika Quo vadis nukleáris energetika Berta Miklós Fizika és Kémia Tanszék Széchenyi István Egyetem Győr Az előadás vázlata Energiaéhség Energiaforrások Maghasadás és magfúzió Nukleáris energetika Atomerőmű működése

Részletesebben

A SÚLYOS ERŐMŰVI BALESETEK KÖRNYEZETI KIBOCSÁTÁSÁNAK BECSLÉSE VALÓSIDEJŰ MÉRÉSEK ALAPJÁN

A SÚLYOS ERŐMŰVI BALESETEK KÖRNYEZETI KIBOCSÁTÁSÁNAK BECSLÉSE VALÓSIDEJŰ MÉRÉSEK ALAPJÁN Nívódíj pályázat - a pályamű a SOMOS Alapítvány támogatásával készült A SÚLYOS ERŐMŰVI BALESETEK KÖRNYEZETI KIBOCSÁTÁSÁNAK BECSLÉSE VALÓSIDEJŰ MÉRÉSEK ALAPJÁN Deme Sándor 1, C. Szabó István 2, Pázmándi

Részletesebben

9. A felhagyás környezeti következményei (Az atomerőmű leszerelése)

9. A felhagyás környezeti következményei (Az atomerőmű leszerelése) 9. A felhagyás környezeti következményei (Az atomerőmű leszerelése) 9. fejezet 2006.02.20. TARTALOMJEGYZÉK 9. A FELHAGYÁS KÖRNYEZETI KÖVETKEZMÉNYEI (AZ ATOMERŐMŰ LESZERELÉSE)... 1 9.1. A leszerelés szempontjából

Részletesebben

Az építészeti öregedéskezelés rendszere és alkalmazása

Az építészeti öregedéskezelés rendszere és alkalmazása DR. MÓGA ISTVÁN -DR. GŐSI PÉTER Az építészeti öregedéskezelés rendszere és alkalmazása Magyar Energetika, 2007. 5. sz. A Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása előkészítésének fontos feladata annak biztosítása

Részletesebben

ATOMERŐMŰVEK VALÓSZÍNŰSÉGI BIZTONSÁGI ELEMZÉSE

ATOMERŐMŰVEK VALÓSZÍNŰSÉGI BIZTONSÁGI ELEMZÉSE ATOMERŐMŰVEK VALÓSZÍNŰSÉGI BIZTONSÁGI ELEMZÉSE Bareith Attila bareith@nubiki.hu 2015. június 15. Terminológia Eredetileg a valószínűségi kockázatelemzés (Probabilistic Risk Assessment PRA) kifejezést vezették

Részletesebben

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL 4. TÉTEL

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL 4. TÉTEL 1. TÉTEL 1. Ismertesse a gőzfejlesztő feladatát, működését! 3. Ismertesse a gőzfejlesztő lehetséges ill. az eddig előfordult meghibásodási lehetőségeit, meghibásodásait, továbbá azok javítási 2. TÉTEL

Részletesebben

Atomerőművek biztonsága és az atomerőművi balesetekből, üzemzavarokból levonható következtetések. Pátzay György, Kossa György*, Grósz Zoltán

Atomerőművek biztonsága és az atomerőművi balesetekből, üzemzavarokból levonható következtetések. Pátzay György, Kossa György*, Grósz Zoltán Atomerőművek biztonsága és az atomerőművi balesetekből, üzemzavarokból levonható következtetések Pátzay György, Kossa György*, Grósz Zoltán Közszolgálati Egyetem, Katasztrófavédelmi Intézet, * OKF Paks

Részletesebben

Atomerőművi primerköri gépész Atomerőművi gépész

Atomerőművi primerköri gépész Atomerőművi gépész A /2007 (II. 27.) SzMM rendelettel módosított 1/2006 (II. 17.) OM rendelet Országos Képzési Jegyzékről és az Országos Képzési Jegyzékbe történő felvétel és törlés eljárási rendjéről alapján. Szakképesítés,

Részletesebben

SAJTÓTÁJÉKOZTATÓ. 2012. január 30. az MVM Zrt. elnök-vezérigazgatója

SAJTÓTÁJÉKOZTATÓ. 2012. január 30. az MVM Zrt. elnök-vezérigazgatója SAJTÓTÁJÉKOZTATÓ 2012. január 30. Baji Csaba a PA Zrt. Igazgatóságának elnöke az MVM Zrt. elnök-vezérigazgatója Hamvas István a PA Zrt. vezérigazgatója 1 2011. évi eredmények Eredményeink: - Terven felüli,

Részletesebben

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT ELŐREHALADÁSI JELENTÉS

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT ELŐREHALADÁSI JELENTÉS Paksi Atomerőmű Zrt. 1-4. blokk CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT ELŐREHALADÁSI JELENTÉS Paks, 2011. augusztus 15. TARTALOMJEGYZÉK ELŐSZÓ... 5 1. A TELEPHELY ÉS AZ ERŐMŰ LEGFONTOSABB SAJÁTSÁGAI... 8 1.1

Részletesebben

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek USA

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek USA Tartalom Zóna üzemzavari hűtőrendszerek USA Semiscale és LOFT Westinghouse PWR Babcock & Wilcox PWR GE BWR Kitekintő Csige András BME Nukleáris Technikai Intézet Atomerőművek 2012. március 22. Atomic Energy

Részletesebben

TU 7 NYOMÁSSZABÁLYZÓ ÁLLOMÁSOK ROBBANÁSVESZÉLYES TÉRSÉGÉNEK MEGHATÁROZÁSA ÉS BESOROLÁSA AZ MSZ EN 60079-10:2003 SZABVÁNY SZERINT.

TU 7 NYOMÁSSZABÁLYZÓ ÁLLOMÁSOK ROBBANÁSVESZÉLYES TÉRSÉGÉNEK MEGHATÁROZÁSA ÉS BESOROLÁSA AZ MSZ EN 60079-10:2003 SZABVÁNY SZERINT. TU 7 NYOMÁSSZABÁLYZÓ ÁLLOMÁSOK ROBBANÁSVESZÉLYES TÉRSÉGÉNEK MEGHATÁROZÁSA ÉS BESOROLÁSA AZ MSZ EN 60079-10:2003 SZABVÁNY SZERINT. Előterjesztette: Jóváhagyta: Doma Géza koordinációs főmérnök Posztós Endre

Részletesebben

Fichtinger Gyula, Horváth Kristóf

Fichtinger Gyula, Horváth Kristóf A sugárvédelmi hatósági feladatok átvételével kapcsolatos feladatok és kihívások Fichtinger Gyula, Horváth Kristóf Országos Atomenergia Hivatal 2015.04.21. Sugárvédelmi hatósági feladatok átvétele 1 Tartalom

Részletesebben

Telephely vizsgálati és értékelési program Közmeghallgatás - tájékoztató

Telephely vizsgálati és értékelési program Közmeghallgatás - tájékoztató Telephely vizsgálati és értékelési program Közmeghallgatás - tájékoztató Eck József projektmenedzsment igazgató MVM Paks II. Zrt. Paks, 2014. május 5. Tartalom Törvényi háttér Telephely bemutatása Telephely

Részletesebben

Közérthető összefoglaló. a KKÁT üzemeltetési engedélyének módosításáról. Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója

Közérthető összefoglaló. a KKÁT üzemeltetési engedélyének módosításáról. Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója Közérthető összefoglaló a KKÁT üzemeltetési engedélyének módosításáról Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója Bevezetés A világ iparilag fejlett országaihoz hasonlóan a nukleáris technológiát Magyarországon

Részletesebben

Első magreakciók. Targetmag

Első magreakciók. Targetmag Magreakciók 7 N 14 17 8 7 N(, p) 14 O 17 8 O Első magreakciók p Targetmag 30 Al n P 27 13, 15. Megmaradási elvek: 1. a nukleonszám 2. a töltés megmaradását. 3. a spin, 4. a paritás, 5. az impulzus, 6.

Részletesebben

A tételhez segédeszközök nem használható.

A tételhez segédeszközök nem használható. A vizsgafeladat ismertetése A központilag összeállított tételsor a következő témaköröket tartalmazza: Erőművi blokkok és a villamosenergia-rendszer együttműködése Blokküzemeltetés gazdaságossága, javításának

Részletesebben

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek PWR, BWR

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek PWR, BWR Zóna üzemzavari hűtőrendszerek PWR, BWR Csige András BME Nukleáris Technikai Intézet Atomerőművek 2015. április 12. Tartalom Történelem Semiscale és LOFT Westinghouse PWR Babcock & Wilcox PWR GE BWR Mitsubishi

Részletesebben

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL 2 1. TÉTEL 1. A.) Ismertesse a főgőz rendszer üzemi állapotát és paramétereit! Ismertesse a főgőz rendszer fő berendezéseinek (GF biztonsági szelep, rockwell, AR, KR) feladatát, felépítését és működését!

Részletesebben

Működésbiztonsági veszélyelemzés (Hazard and Operability Studies, HAZOP) MSZ

Működésbiztonsági veszélyelemzés (Hazard and Operability Studies, HAZOP) MSZ Működésbiztonsági veszélyelemzés (Hazard and Operability Studies, HAZOP) MSZ-09-960614-87 Célja: a szisztematikus zavar-feltárás, nyomozás. A tervezett működési körülményektől eltérő állapotok azonosítása,

Részletesebben

II. rész: a rendszer felülvizsgálati stratégia kidolgozását támogató funkciói. Tóth László, Lenkeyné Biró Gyöngyvér, Kuczogi László

II. rész: a rendszer felülvizsgálati stratégia kidolgozását támogató funkciói. Tóth László, Lenkeyné Biró Gyöngyvér, Kuczogi László A kockázat alapú felülvizsgálati és karbantartási stratégia alkalmazása a MOL Rt.-nél megvalósuló Statikus Készülékek Állapot-felügyeleti Rendszerének kialakításában II. rész: a rendszer felülvizsgálati

Részletesebben

Kriszton Lívia Környezettudomány szakos hallgató Csorba Ottó Mérnök oktató, ELTE Atomfizikai Tanszék Január 15.

Kriszton Lívia Környezettudomány szakos hallgató Csorba Ottó Mérnök oktató, ELTE Atomfizikai Tanszék Január 15. Készítette: Témavezető: Kriszton Lívia Környezettudomány szakos hallgató Csorba Ottó Mérnök oktató, ELTE Atomfizikai Tanszék 2013. Január 15. 1. Bevezetés, célkitűzés 2. Atomerőművek 3. Csernobil A katasztrófa

Részletesebben

Biztonsági alapelvek, a nukleárisbalesetelhárítás. lakosság tájékoztatása. Dr. Voszka István. Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer (ONER)

Biztonsági alapelvek, a nukleárisbalesetelhárítás. lakosság tájékoztatása. Dr. Voszka István. Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer (ONER) Biztonsági alapelvek, a nukleárisbalesetelhárítás rendszere (BEIT, INES, stb.) a lakosság tájékoztatása. Dr. Voszka István Utóbbi évek tapasztalata: terrorizmus kockázatának növekedése sugárbiztonság,

Részletesebben

Sugárvédelmi vonatkozású fejezetek az atomerőművek biztonsága című készülő könyvben

Sugárvédelmi vonatkozású fejezetek az atomerőművek biztonsága című készülő könyvben Sugárvédelmi vonatkozású fejezetek az atomerőművek biztonsága című készülő könyvben Pázmándi Tamás, Sági László, Zagyvai Péter MTA KFKI Atomenergia Kutatóintézet XXXVI. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam,

Részletesebben

KB: Jövőre lesz 60 éve, hogy üzembe állították a világ első atomerőművét, amely 1954-ben Obnyinszkban kezdte meg működését.

KB: Jövőre lesz 60 éve, hogy üzembe állították a világ első atomerőművét, amely 1954-ben Obnyinszkban kezdte meg működését. Kossuth Rádió, Krónika, 2013.10.18. Közelről MV: Jó napot kívánok mindenkinek, azoknak is akik most kapcsolódnak be. Kedvükért is mondom, hogy mivel fogunk foglalkozunk ebben az órában itt a Kossuth Rádióban.

Részletesebben

Környezetbarát elektromos energia az atomerőműből. Pécsi Zsolt Paks, november 24.

Környezetbarát elektromos energia az atomerőműből. Pécsi Zsolt Paks, november 24. Környezetbarát elektromos energia az atomerőműből Pécsi Zsolt Paks, 2011. november 24. Jövőképünk, környezetpolitikánk A Paksi Atomerőmű az elkövetkezendő évekre célul tűzte ki, hogy az erőműben a nukleáris

Részletesebben

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS Paksi Atomerőmű Zrt. 1-4. blokk CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS Paks, 2011. október 31. TARTALOMJEGYZÉK ELŐSZÓ... 7 1. A TELEPHELY ÉS AZ ERŐMŰ LEGFONTOSABB SAJÁTSÁGAI... 10 1.1 ALAPVETŐ INFORMÁCIÓK...

Részletesebben

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek VVER

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek VVER Zóna üzemzavari hűtőrendszerek VVER Csige András BME Nukleáris Technikai Intézet Atomerőművek 2014. április 3. Tartalomjegyzék Jelenleg üzemelő VVER reaktorok ZÜHR rendszerei VVER440/213 üzemzavari hűtőrendszerek

Részletesebben

AZ ENERGIAKLUB ÉRTÉKELÉSE ÉS ÉSZREVÉTELEI AZ ÚJ ATOMERŐMŰVI BLOKKOK LÉTESÍTÉSE A PAKSI TELEPHELYEN KÖRNYEZETI HATÁSTANULMÁNYHOZ KAPCSOLÓDÓAN

AZ ENERGIAKLUB ÉRTÉKELÉSE ÉS ÉSZREVÉTELEI AZ ÚJ ATOMERŐMŰVI BLOKKOK LÉTESÍTÉSE A PAKSI TELEPHELYEN KÖRNYEZETI HATÁSTANULMÁNYHOZ KAPCSOLÓDÓAN 2015. október AZ ENERGIAKLUB ÉRTÉKELÉSE ÉS ÉSZREVÉTELEI AZ ÚJ ATOMERŐMŰVI BLOKKOK LÉTESÍTÉSE A PAKSI TELEPHELYEN KÖRNYEZETI HATÁSTANULMÁNYHOZ KAPCSOLÓDÓAN készítette: Koritár Zsuzsanna AZ ENERGIAKLUB

Részletesebben

Forrástagbecslés lehetősége kutatóreaktorok esetén nukleáris biztonsági megfontolások

Forrástagbecslés lehetősége kutatóreaktorok esetén nukleáris biztonsági megfontolások Forrástagbecslés lehetősége kutatóreaktorok esetén nukleáris biztonsági megfontolások Petőfi Gábor Országos Atomenergia Hivatal 1036 Budapest, Fényes Adolf utca 4. Kutatóreaktorokat világszerte alkalmaznak

Részletesebben

SUGÁRVÉDELMI ÉRTÉKELÉS 2012. ÉVRE

SUGÁRVÉDELMI ÉRTÉKELÉS 2012. ÉVRE SUGÁRVÉDELMI ÉRTÉKELÉS 2012. ÉVRE 1. BEVEZETÉS Az atomerőműben folyó sugárvédelemi tevékenység fő területei 2012-ben is a munkahelyi sugárvédelem és a nukleáris környezetvédelem voltak. A sugárvédelemmel

Részletesebben

A paksi atomerőmű üzemidő hosszabbítása 2. blokk

A paksi atomerőmű üzemidő hosszabbítása 2. blokk 2. melléklet Az OAH-2013-01505-0012/2014 számú jegyzőkönyvhöz OAH Közmeghallgatás A paksi atomerőmű üzemidő hosszabbítása 2. blokk Paks, 2014. május 6. Miért fontos az atomerőmű üzemidejének meghosszabbítása?

Részletesebben

Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez

Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez Vízszintes metszet (részlet) Mi aktiválódik? Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek I.) Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek

Részletesebben

Hőszivattyúk - kompresszor technológiák Január 25. Lurdy Ház

Hőszivattyúk - kompresszor technológiák Január 25. Lurdy Ház Hőszivattyúk - kompresszor technológiák 2017. Január 25. Lurdy Ház Tartalom Hőszivattyú felhasználások Fűtős kompresszor típusok Elérhető kompresszor típusok áttekintése kompresszor hatásfoka Minél kisebb

Részletesebben

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek VVER

Zóna üzemzavari hűtőrendszerek VVER Zóna üzemzavari hűtőrendszerek VVER Csige András BME Nukleáris Technikai Intézet Atomerőművek 2015. április 12. Tartalomjegyzék VVER reaktorok ZÜHR rendszerei Paks Modell Kísérlet VVER440/213 üzemzavari

Részletesebben

Az önkormányzati és területfejlesztési miniszter../2008. (.) ÖTM rendelete

Az önkormányzati és területfejlesztési miniszter../2008. (.) ÖTM rendelete Az önkormányzati és területfejlesztési miniszter./2008. (.) ÖTM rendelete az önkormányzati és területfejlesztési miniszter irányítása alá tartozó szervek sugárvédelmi ellenőrzési feladatairól Az atomenergiáról

Részletesebben

Nukleáris energetika

Nukleáris energetika Nukleáris energetika Czibolya László a Magyar főtikára A Kárpát-medence magyar energetikusainak 16. találkozója Budapest, 2012. október 4. Témakörök Az ről Az energia ellátás fenntarthatósága Termelés

Részletesebben

DL drainback napkollektor rendszer vezérlése

DL drainback napkollektor rendszer vezérlése DL drainback napkollektor rendszer vezérlése Tartalom Rendszer jellemzői Rendszer elemei Vezérlés kezelőfelülete Működési elv/ Állapotok Menüfunkciók Hibaelhárítás Technikai paraméterek DL drainback rendszer

Részletesebben

MÉRÉSI JEGYZŐKÖNYV. A mérési jegyzőkönyvet javító oktató tölti ki! Kondenzációs melegvízkazám Tanév/félév Tantárgy Képzés

MÉRÉSI JEGYZŐKÖNYV. A mérési jegyzőkönyvet javító oktató tölti ki! Kondenzációs melegvízkazám Tanév/félév Tantárgy Képzés MÉRÉSI JEGYZŐKÖNYV Kondenzációs melegvízkazám Tanév/félév Tantárgy Képzés 2008/09 I félév Kalorikus gépek Bsc Mérés dátuma 2008 Mérés helye Mérőcsoport száma Jegyzőkönyvkészítő Mérésvezető oktató D gépcsarnok

Részletesebben

1. számú ábra. Kísérleti kályha járattal

1. számú ábra. Kísérleti kályha járattal Kísérleti kályha tesztelése A tesztsorozat célja egy járatos, egy kitöltött harang és egy üres harang hőtároló összehasonlítása. A lehető legkisebb méretű, élére állított téglából épített héjba hagyományos,

Részletesebben

NKE Katasztrófavédelmi Intézet Iparbiztonsági Tanszék

NKE Katasztrófavédelmi Intézet Iparbiztonsági Tanszék NKE Katasztrófavédelmi Intézet Iparbiztonsági Tanszék A VESZÉLYES KATONAI OBJEKTUM ÜGYINTÉZŐK KÉPZÉSI LEHETŐSÉGEI Dr. Kátai-Urbán Lajos PhD. tűzoltó alezredes I. Katonai Hatósági Konferencia ÜZEMELTETÉSI

Részletesebben

Nukleáris energetika

Nukleáris energetika Nukleáris energetika Czibolya László a főtikára A Kárpát-medence magyar energetikusainak 16. találkozója Budapest, 2012. október 4. Témakörök Az ről Az energia ellátás fenntarthatósága Termelés és biztonság

Részletesebben

Hazai műszaki megoldások az elosztott termelés támogatására

Hazai műszaki megoldások az elosztott termelés támogatására Hazai műszaki megoldások az elosztott termelés támogatására Bessenyei Tamás Power Consult Kft. tamas.bessenyei@powerconsult.hu Program Bevezetés Problémák Megoldási lehetőségek Szoftver bemutató 2 Bevezetés

Részletesebben

Atomenergetika Erőművek felépítése

Atomenergetika Erőművek felépítése Atomenergetika Erőművek felépítése Atomenergetika Az Európai Uniós atomerőművek jellemzése az összes villamosenergia 35%-át adják ám 2015 és 2030 között elérik a tervezett élettartamuk végét Franciaország

Részletesebben

Dél-dunántúli Környezetvédelmi és Természetvédelmi Felügyelőség

Dél-dunántúli Környezetvédelmi és Természetvédelmi Felügyelőség Dél-dunántúli Környezetvédelmi és Természetvédelmi Felügyelőség mint I. fokú hatóság KÖZLEMÉNY környezetvédelmi hatósági eljárás megindulásáról Az ügy tárgya: A MVM Paks II. Atomerőmű Fejlesztő Zrt. által

Részletesebben

Épületek gázellátása 3. A nyomásszabályozó állomások kialakítása

Épületek gázellátása 3. A nyomásszabályozó állomások kialakítása Épületek gázellátása 3. A nyomásszabályozó állomások kialakítása Épületgépészeti rendszerek 2014. március 10. Nyomásszabályozó az elosztóvezetéken 2 A nyomásszabályozó állomások feladata A nyomásszabályozó

Részletesebben

Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása. 1. Bevezetés. 1. fejezet 2006.02.20.

Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása. 1. Bevezetés. 1. fejezet 2006.02.20. 1. Bevezetés 1. fejezet 2006.02.20. TARTALOMJEGYZÉK 1. BEVEZETÉS... 1 1.1. Előzmények... 1 1.2. Az atomerőmű és legfontosabb tervezési jellemzői... 8 1.3. A tervezett tevékenység meghatározása, céljai,

Részletesebben

AZ ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI RENDSZER ÉVI KÉPZÉSI ÉS GYAKORLATOZÁSI TERVE

AZ ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI RENDSZER ÉVI KÉPZÉSI ÉS GYAKORLATOZÁSI TERVE 1. FÜGGELÉK A KATASZTRÓFAVÉDELMI KOORDINÁCIÓS T Á R C A KÖZI B I ZOTTSÁG 2013. ÉVI MUNKATERVÉHEZ AZ ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI RENDSZER 2013. ÉVI KÉPZÉSI ÉS GYAKORLATOZÁSI TERVE BEVEZETÉS A korábbi

Részletesebben

A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETELLENŐRZŐ LABORATÓRIUMA MINTAVÉTELI ADATBÁZISÁNAK KORSZERŰSÍTÉSE

A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETELLENŐRZŐ LABORATÓRIUMA MINTAVÉTELI ADATBÁZISÁNAK KORSZERŰSÍTÉSE Sugárvédelmi Nívódíj pályázat A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETELLENŐRZŐ LABORATÓRIUMA MINTAVÉTELI ADATBÁZISÁNAK KORSZERŰSÍTÉSE Manga László 1, Nagy Gábor 2 1 MVM Paksi Atomerőmű Zrt. Paks 2 SOMOS Környezetvédelmi

Részletesebben

B/4349. számú. jelentés. az atomenergia 2013. évi hazai alkalmazásának biztonságáról

B/4349. számú. jelentés. az atomenergia 2013. évi hazai alkalmazásának biztonságáról MAGYARORSZÁG KORMÁNYA B/4349. számú jelentés az atomenergia 2013. évi hazai alkalmazásának biztonságáról Előadó: Dr. Seszták Miklós nemzeti fejlesztési miniszter Budapest, 2015. április 1 TARTALOMJEGYZÉK

Részletesebben

20/1996. (III. 28.) IKM rendelet

20/1996. (III. 28.) IKM rendelet 20/1996. (III. 28.) IKM rendelet az ipari és kereskedelmi szakképesítések szakmai és vizsgakövetelményeiről szóló 18/1995. (VI. 6.) IKM rendelet módosításáról A szakképzésről szóló 1993. évi LXXVI. törvény

Részletesebben

TOL A MEGYEI SZILÁRD LEÓ FIZIKAVERSE Y Szekszárd, március óra 11. osztály

TOL A MEGYEI SZILÁRD LEÓ FIZIKAVERSE Y Szekszárd, március óra 11. osztály TOL A MEGYEI SZILÁRD LEÓ FIZIKAVERSE Y Szekszárd, 2002 március 13 9-12 óra 11 osztály 1 Egyatomos ideális gáz az ábrán látható folyamatot végzi A folyamat elsõ szakasza izobár folyamat, a második szakasz

Részletesebben

Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére

Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére Országos Atomenergia Hivatal 1996. évi CXVI. törvény az atomenergiáról 7. (2) Új nukleáris létesítmény és radioaktívhulladék-tároló létesítését,

Részletesebben

Kivonat FSU204_KIV_V02. Célja: A PA Zrt. területén történő munkavégzés alkalmával betartandó szabályok ismertetése.

Kivonat FSU204_KIV_V02. Célja: A PA Zrt. területén történő munkavégzés alkalmával betartandó szabályok ismertetése. FSU204_KIV_V02 Oldal: 1 / 7 Kivonat az FSU204 Sugárveszélyes tevékenységek felügyelete folyamatról FSU204_KIV_V02 Célja: A PA Zrt. területén történő munkavégzés alkalmával betartandó szabályok ismertetése.

Részletesebben

Folyamatirányítás. Számítási gyakorlatok. Gyakorlaton megoldandó feladatok. Készítette: Dr. Farkas Tivadar

Folyamatirányítás. Számítási gyakorlatok. Gyakorlaton megoldandó feladatok. Készítette: Dr. Farkas Tivadar Folyamatirányítás Számítási gyakorlatok Gyakorlaton megoldandó feladatok Készítette: Dr. Farkas Tivadar 2010 I.-II. RENDŰ TAGOK 1. feladat Egy tökéletesen kevert, nyitott tartályban folyamatosan meleg

Részletesebben

Előadó: Varga Péter Varga Péter

Előadó: Varga Péter Varga Péter Abszorpciós folyadékhűtők Abszorpciós folyadékhűtők alkalmazási lehetőségei alkalmazási lehetőségei a termálvizeink világában a termálvizeink világában Előadó: Varga Péter Varga Péter ABSZORPCIÓS FOLYADÉKHŰTŐ

Részletesebben

DV285 lemezes hőcserélők, E típus

DV285 lemezes hőcserélők, E típus REGULUS spol. s r.o. tel.: +420 241 764 506 Do Koutů 1897/3 +420 241 762 726 143 00 Praha 4 fax: +420 241 763 976 CZECH REPUBLIC www.regulus.eu e-mail: sales@regulus.cz DV285 lemezes hőcserélők, E típus

Részletesebben

SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2007-BEN

SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2007-BEN SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2007-BEN 1. BEVEZETÉS Az atomerőműben folyó sugárvédelemi tevékenység fő területei 2007-ben is a munkahelyi sugárvédelem és a nukleáris környezetvédelem voltak. A sugárvédelemmel

Részletesebben

Óbudai Egyetem. Neumann János Informatikai Kar

Óbudai Egyetem. Neumann János Informatikai Kar Óbudai Egyetem Neumann János Informatikai Kar DÖNTÉSTÁMOGATÓ RENDSZEREK A KATASZTRÓFA ELHÁRÍTÁSBAN Döntéstámogató rendszerek Féléves beadandó dolgozat Készítette: Prantner Anikó Budapest, 2013. október

Részletesebben

Sajtótájékoztató január 26. Süli János vezérigazgató

Sajtótájékoztató január 26. Süli János vezérigazgató Sajtótájékoztató 2010. január 26. Süli János vezérigazgató 1 A 2009. évi üzleti terv Legfontosabb cél: biztonságos üzemeltetés stratégiai projektek előkészítésének és megvalósításának folytatása Megnevezés

Részletesebben

Nemzeti Jelentés. a Paksi Atomerőmű Célzott Biztonsági Felülvizsgálatáról

Nemzeti Jelentés. a Paksi Atomerőmű Célzott Biztonsági Felülvizsgálatáról Nemzeti Jelentés a Paksi Atomerőmű Célzott Biztonsági Felülvizsgálatáról Az Európai Bizottság számára összeállította az Országos Atomenergia Hivatal munkacsoportja Országos Atomenergia Hivatal Budapest,

Részletesebben

PhD beszámoló. 2015/16, 2. félév. Novotny Tamás. Óbudai Egyetem, június 13.

PhD beszámoló. 2015/16, 2. félév. Novotny Tamás. Óbudai Egyetem, június 13. PhD beszámoló 2015/16, 2. félév Novotny Tamás Óbudai Egyetem, 2016. június 13. Tartalom Tézisek Módszer bemutatása Hidrogénezés A hidrogénezett minták gyűrűtörő vizsgálatai Eredmények Konklúzió 2 Tézisek

Részletesebben

Az új atomerőművi blokkok telephelye vizsgálatának és értékelésének engedélyezése Az engedélyezési eljárás összefoglaló ismertetése

Az új atomerőművi blokkok telephelye vizsgálatának és értékelésének engedélyezése Az engedélyezési eljárás összefoglaló ismertetése Az új atomerőművi blokkok telephelye vizsgálatának és értékelésének engedélyezése Az engedélyezési eljárás összefoglaló ismertetése Közmeghallgatás, Paks, Polgármesteri Hivatal, 2014. május 5. 1 Tartalom

Részletesebben

Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére

Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére Országos Atomenergia Hivatal 1 1996. évi CXVI. törvény az atomenergiáról 7. (2) Új nukleáris létesítmény és radioaktívhulladék-tároló létesítését,

Részletesebben

Tanulmányi verseny I. forduló megoldásai

Tanulmányi verseny I. forduló megoldásai 1. miniforduló: Tanulmányi verseny I. forduló megoldásai 1. Melyik szomszédos országgal nincs távvezetéki kapcsolatunk? Szlovénia 2. Az alábbiak közül melyik NEM üvegházhatású gáz? Szén-monoxid 3. Mekkora

Részletesebben

Hőszivattyús rendszerek

Hőszivattyús rendszerek Hőszivattyús rendszerek A hőszivattyúk Hőforrások lehetőségei Alapvetően háromféle környezeti közeg: Levegő Talaj (talajkollektor, talajszonda) Talajvíz (fúrt kút) Egyéb lehetőségek, speciális adottságok

Részletesebben