Tartalom. A VVER típust. pusú reaktorok se, - 1. A reaktorbiztonság g fejlıdése - 2

Átírás

1 pusú reaktorok biztonságának nak megítélése se, a biztonsági jelentés Tartalom A reaktorbiztonság általános fejlıdése az elmúlt lt évtizedekben pusú reaktorok fajtái A biztonsági jelentés s a biztonság értékelésének legmagasabb szintő dokumentuma és s a biztonsági jelentés A biztonsági jelentés s felépítése bme_6.ppt 2 A reaktorbiztonság g fejlıdése - 1 A reaktorbiztonság g fejlıdésére nagy hatással volt a két k baleset. TMI emberi tényezt nyezı állapotorientált lt balesetkezelés szimulátor Csernobil súlyos balesetek fenomenológi giája balesetelhárítás s fontossága Ezek hatására alakult ki a mélym lységi védelem v 4. és s 5. szintje (balesetkezelés és s balesetelhárítás) s) A reaktorbiztonság g fejlıdése - 2 Az 1. generáci ció (1950-es es,, 1960-as évek) csak determinisztikus tervezési elvek súlyos balesettel nem kell foglalkozni a biztonság g fogalma is más volt - atomhábor ború lehetısége A 2. generáci ció (1970-es es,, 1980-as évek) LBLOCA a tervezési baleset PSA elterjedése lépések a súlyos s baleset elkerülésére re bme_6.ppt 3 bme_6.ppt 4

2 A reaktorbiztonság g fejlıdése generáci ció (1990-es es,, 2000-es es,, 2010-es évek) a súlyos baleset elkerülése tervezési szinten a determinisztikus és s valósz színőségi elvek szisztematikus alkalmazása 4. generáci ció (2020-tól) a főtıelemciklus zárásaz bme_6.ppt 5 pusú reaktorok fajtái - 1 Az alapváltozat ltozat: Novovoronyezs-3 ( ) Az elsı generáci ció: VVER /V-230 konzervatív v zónatervezz natervezés közepes csıtörés a méretezési baleset, nincs konté súlyos baleset kizárt Ilyen reaktor már m r csak elvétve mőködik m (Kola-1, -2) A második generáci ció: VVER-440/V 440/V-213 (1977) konzervatív v zónatervezz natervezés nagy csıtörés a méretezési baleset,, van konté súlyos baleset kizárt Ma is elfogadott típus t (EU: Loviisa, Dukovany, Bochunice, Mochovce, Paks) bme_6.ppt 6 pusú reaktorok fajtái - 2 A harmadik sorozat: : VVER-1000 kevésb sbé konzervatív v zónatervezz natervezés nagy csıtörés s a méretezm retezési baleset, erıs s konté súlyos baleset kizárt Ma is elfogadott típus t (EU: Kozloduj, Temelin) A most forgalmazott típust pus: : VVER-1000 továbbfejleszt bbfejlesztéseksek lényegében a VVER-1000 korszerőbb változatai, v súlyos s baleset lehetıségének figyelembe vételv telével (AES-92, VVER-2006) Új j erımővek Ázsiában (Kína, India, Irán) bme_6.ppt 7 pusú reaktorok fajtái - 3 A főtıelem a főtıelem a világ g legmegbízhat zhatóbb főtıelemef eleme, elsısorban sorban a Zr1%Nb burkolatanyag miatt (Loviisa és s Temelin példp ldája) a VVER-440 kazettának fala van, a VVER-1000 kazetta nyitott a VVER ben abszorbenskazetta + követk vetı kazetta mőködik, m míg m g a VVER ben egyes kazettákban kban abszorbensrúd/ vízlyuk van A reaktortartály VVER-440/V 440/V-230 és s Loviisa - orosz gyártm rtmány, a hegesztési si varrat rossz helyen van VVER-440/V 440/V cseh gyártm rtmány, nincs probléma VVER orosz gyártm rtmány, nincs probléma bme_6.ppt 8

3 pusú reaktorok fajtái - 4 Konté VVER-440/V 440/V-230 nincs konté VVER-440/V 440/V-213 sajátos kontéje je van hermetikus tér, t légcsapdl gcsapdák, buborékoltat koltató kondenzátor, sprinkler a konté hatékonys konysága megfelel a tervezettnek sajátos problémák: a reaktorfedél l a hermetizálás s része, r ezért a leáll llított, nyitott reaktor balesetei során n csak a főtıelem f a gátg a pihentetı medence a kontéen en kívül k l helyezkedik el, balesetei során n csak a főtıelem f a gátg VVER-1000 szokványos konté bme_6.ppt 9-1 A paksi atomerımő létesítésének néhány n ny fontos körülménye: eleve cél c volt, hogy Ausztria és s más m s nyugati országok ne kifogásolj solják (pl. konté szüks kségessége) informáci ciók k beszerzése se a loviisa-i tapasztalatokról az ember-gép p kapcsolat hiányoss nyosságainak felismerése se a létesítés során (VERONA, szimulátor kifejlesztése se) politikamentes minıségbiztos gbiztosítás s mőködöttm a beruházás s során a nyugati eredető anyagok, eszközök felhasználását t nem korlátozt tozták k lényegesenl a szakemberek komoly szovjet és s nyugati szakmai kapcsolatokkal rendelkeztek. bme_6.ppt 10-2 Az eredeti VVER-440 Mőszaki Tervek jój minıségben készültek,, de biztonsági fejezetük k nem volt alkalmas a biztonság g teljeskörő megítélésére (pl. az elemzések eszközeit zeit nem dokumentált lták, az elemzések nem mindig jutottak el a stabilizálódott állapothoz). A Mőszaki Terv nem az alábbi amerikai elveknek megfelelıen en készk szült: tervezési elvek + szabványok megalapozott elfogadási kritériumok riumok az elemzések megismételhet telhetısége a dokumentáci ció alapján. A VVER-1000 Mőszaki Tervek gyenge minıségőek. bme_6.ppt 11-3 Itthon nagy hatása volt az 1990-re kialakult helyzetnek: a rendszerváltoz ltozás s után általános bizalmatlanság g alakult ki a szovjet eredető dolgok iránt Németországban a GRS ajánl nlására leáll llították k a V-23V 230-as blokkokat és s nem helyezték üzembe a V-213V 213-as blokkokat a NAÜ elindította a VVER-reaktorok biztonságának nak felülvizsg lvizsgálatára szolgáló projektjét. t második felében megszületett a döntd ntés s arra, hogy Paks felülvizsg lvizsgálatát t nyugati eszközökkel kkel és módszerekkel magyar szakemberek végezzv gezzék k el, ez lett az AGNES projekt ( ) 1994) (Advanced( General and New Evaluation of Safety). bme_6.ppt 12

4 - 4 Az AGNES projekt vizsgálatai rendszertechnikai elemzések - elsı eset itthon üzemzavar elemzések - világsz gszínvonalú elemzések és dokumentáci ció, máig is mérvadó súlyos baleseti elemzések - elsı eset itthon, az akkori világsz gszínvonalnak megfelelıen en 1. szintő PSA - elsı komplett itthoni elemzés, máig is mérvadó Nyugati részvr szvétel és s hitelesítés (finn, német, belga) A magyar szakcégek (AEKI, VEIKI, ERİTERV, PA Rt.) példaértékő összefogásasa Nagyfokú nemzetközi zi elismertség bme_6.ppt 13-5 Az AGNES projekt fıf eredményei A paksi blokkok biztonsága lényegl nyegében megfelel a Mőszaki Terv állításainak, alapvetıen en kielégítı. Számos biztonságn gnövelı intézked zkedést kell foganatosítani tani (üzemzavari tápvt pvízrendszer és s kiegész szítı üzemzavari tápvízrendszer nyomvonalainak megváltoztat ltoztatása, stb.). Létrejöttek ttek a biztonság értékelésének eszközei zei és 2002 között lezajlott az AGNES által javasolt biztonságn gnövelési program, és s ennek következtk vetkeztében a paksi atomerımő biztonságát t az EU-csatlakoz csatlakozási si tárgyalásokon nem kérdk rdıjelezték k meg. bme_6.ppt 14-6 A súlyos balesetek kérdk rdése biztonságn gnövelı intézked zkedésként bevezették k az Állapotorientált lt Kezelési Utasítások sok rendszerét - ez a súlyos balesetek megakadályoz lyozásának új, az üzemzavar-elhárításon túlment lmenı alapja elkész szült az erımő 2. szintő valósz színőségi elemzése kidolgozták a súlyos balesetek következmk vetkezményeinek csökkent kkentésére szolgáló balesetkezelési si intézked zkedések rendszerét, amelynek bevezetésére 2012-ig sor kerül alaposan csökkentett kkentették k a leáll llított, nyitott reaktor, valamint a pihentetı medence súlyos s baleseteinek esély lyét t (ezekben az esetekben a konté nem tartja vissza az aktivitásokat). - 7 A biztonság g amerikai jellegő értékelése Amerikai rendszerő Biztonsági Jelentést kellett készk szíteni, ugyanis az egész világon ez terjedt el az amerikai út t tőnik t a legjárhat rhatóbbnak az üzemidı hosszabbításhoz. shoz. A Végleges Biztonsági Jelentés s készk szítésére 2002 és 2004 között került sor. bme_6.ppt 15 bme_6.ppt 16

5 A biztonsági jelentés s a biztonság értékelésének legmagasabb szintő dokumentuma - 1 A biztonsági jelentés s egy nagyméret rető bonyolult dokumentum (Paks: kb oldal). Tartalmazza a tervezés s során n követett k biztonsági megfontolásokat az üzemeltetésre vonatkozó,, a tervezésb sbıl l adódó követelményeket az üzembe helyezési próbák k eredményeit a szabályzatoknak való megfelelés s igazolását. A biztonsági jelentés s fogalmát t az Egyesült Államokban vezették be, onnan terjedt el a világban gban. Ennek megfelelıen en alapvetı követelmény a független ellenırz rzés s lehetıségének biztosítása sa. A biztonsági jelentés s a biztonság értékelésének legmagasabb szintő dokumentuma - 2 A biztonsági jelentés s leírja - az erımő tervezési alapját, beleértve a telephelyi jellemzık figyelembe vételv telét - az egyes rendszerek funkcióját és s tervezési alapját - az erımő biztonságos üzemeltetésének feltételeit teleit és s korlátait - az erımő biztonságoss gosságának igazolását (a determinisztikus és s valósz színőségi elemzések eredményeit nyeit) - a sugárv rvédelmi elıírások betartásának módjm dját - a hulladékkezel kkezelés s módszereitm - a biztonságos üzemeltetés s szervezeti és s személyi feltételeit teleit - a leszerelési si tervet bme_6.ppt 17 bme_6.ppt 18 A biztonsági jelentés s a biztonság értékelésének legmagasabb szintő dokumentuma - 3 A biztonsági jelentés s az alapvetı dokumentum - az erımő létesítéséhez - az erımő üzembe helyezéséhez hez - az erımő üzemeltetési engedély lyének kiadásához - az erımő módosításainak sainak engedélyeztet lyeztetéséhez - az erımő üzemidejének meghosszabbításához hoz - az erımő végleges leáll llításához és s leszereléséhez hez. bme_6.ppt 19 és s a biztonsági jelentés - 1 Az erımőtípus tervezése során n sok szempontot kell kielégíteni teni. Az elsı lépések: - a blokkteljesítm tmény megválaszt lasztásasa - a telephelyi jellemzık k határért rtékeinek megválaszt lasztásasa - a főtıelem és a reaktorzóna alapvetı paraméterei - a primerkör felépítése és a komponensek megválaszt lasztása sa - a biztonsági rendszerek megválaszt lasztásasa - a reaktorvédelmi rendszer koncepciójának nak kialakítása - a reaktor szabályz lyzási lehetıségei gei, manıverezhet verezhetıség - sugárv rvédelmi és s hulladékkezel kkezelési koncepció - leszerelési si koncepció - a nem-nukle nukleáris rendszerek koncepciója ja. bme_6.ppt 20

6 és s a biztonsági jelentés - 2 A tervezésnek sok eleme van: a tervezési szabványok kiválaszt lasztásasa a gépészeti berendezések villamos- és s irány nyítástechnikai igényeinek felmérése a villamos rendszer koncepciójának nak kialakítása (kapacitás, rendelkezésre állás) az irány nyítástechnikai rendszerrel szembeni igények felmérése a biztonságos üzemeltetés,, a szabályz lyzás és a reaktorvédelem szempontjai szerint az építészettel és s az épületgépészettel szembeni igények összeálítása. Mindezek mellett és s felett van a biztonsági igények érvényesítése. és s a biztonsági jelentés - 3 Az erımő és a telephely A telephely kiválaszt lasztása sa komplex kérdk rdés telephelyi jellemzık k megfelelısége ge (szeizmicitás, geológia gia, hidrogeológia gia, meteorológia gia, vízellátás, stb.) a villamos hálózat h szempontjainak érvényesítésese megközel zelítési lehetıségek környezı népesség, ipari létesl tesítmények társadalmi elfogadás A tervezésben figyelembe kell venni a telephelyi jellemzıket és s a külsı veszélyek lyeket. bme_6.ppt 21 bme_6.ppt 22 és s a biztonsági jelentés - 4 A telephely engedélyez lyezéséhez - Környezeti Hatástanulmányny a létesítés s engedélyez lyezéséhez - Elızetes Biztonsági Jelentés, az üzembe helyezés s engedélyez lyezéséhez - Üzembe helyezést Megelızı Biztonsági Jelentés, az üzemeltetési engedélyhez - Végleges Biztonsági Jelentés (VBJ) szüks kséges. A VBJ tartalmazza az üzembe helyezési mérések m eredményeit nyeit, amelyeknek igazolniuk kell az ÜMBJ állításait. és s a biztonsági jelentés - 5 során a Fıkonstruktır r meghatározza az egyes gépészeti rendszerekkel,, a villamos- és s irány nyítástechnikával, az építészettel és s az egyéb b kompetenciába tartozó berendezésekkel szembeni igényeket (kapacitás, rendelkezésre állás feltételei telei, megbízhat zhatóság, stb). A rendszerek terveinek elkész szülte után össze kell vetni a terveket és a tervezési elıírásokat az igényelt és a biztosított tott kapacitásokat sokat, a szabályz lyzási és s az ember-gép p kapcsolati igényeket és rendelkezésre állásokat, stb., valamint vizsgálni kell a biztonsági követelmk vetelmények kielégítését. bme_6.ppt 23 bme_6.ppt 24

7 és s a biztonsági jelentés - 6 A biztonsági követelmk vetelmények egy része r közvetlenk zvetlenül a rendszerekre vonatkozik,, de más s részr szüket a blokk egész szének kell kielégítenie tenie. A blokkszintő biztonsági igények kielégítését a normál üzem tekintetében jórészt j az üzembe helyezési tesztekkel lehet ellenırizni rizni, de üzemzavarok esetére elsısorban sorban determinisztikus és valósz színőségi biztonsági elemzésekkel lehet vizsgálni lni. A Biztonsági Jelentés összegzi a biztonsági követelmk vetelményeket és bemutatja teljesülésüket ket. Amíg a Biztonsági Jelentés s diszkrepanciákat kat talál, vissza kell térni t a rendszerek tervezési kérdk rdéseihez (funkcionális, rendszertechnikai és kapacitás/rendelkez rendelkezésre állás/megbízhatóság g problémák k lehetnek). és s a biztonsági jelentés - 7 A fentiek alapján érthetı a Biztonsági Jelentés s fontossága. A szovjet tervezéső erımővekre nehéz z amerikai stílus lusú Biztonsági Jelentést készk szíteni. Az eredeti szovjet Biztonsági Jelentés s jóval j kevesebbet tartalmazott az amerikai elvárásokn soknál l (ami nem jelnti azt, hogy a biztonság g színvonala ne lenne megfelelı). A szovjet tervezés s nem egyértelm rtelmő szabványok szerint törtt rtént, kevésb sbé szisztematikus, mint az amerikai elvárás, és s fıleg f nem jól l dokumentált (pl. miért akkora egy rendszer kapacitása, amekkora?). Éppen ezért a paksi atomerımő Végleges Biztonsági Jelentésének nek elkész szítése se (2002( ) ) nagy kihívás s volt. bme_6.ppt 25 bme_6.ppt 26 és s a biztonsági jelentés - 8 Az erımő bármilyen módosm dosításának engedélyez lyezéséhez ma nem csak a módosítás s tervét és a vonatkozó biztonsági elemzéseket kell benyújtani jtani, hanem a VBJ tervezett módosm dosításait sait is. A módosításokat sokat ténylegesen a módosítást st követk vetı üzembe helyezés s után n hajtják k végrev gre. Különösen fontos a VBJ-re való támaszkodás s olyan esetekben, amikor alapvetı paraméterek (teljes jesítmény, tervezett üzemidı) módosulnak. A biztonsági jelentés s az amerikai ipari tervezésben más m s területeken is alapvetı fontosságú (pl. őrkutatás), de ez Európában nem nagyon érvényesül. bme_6.ppt 27 A biztonsági jelentés s felépítése A Végleges Biztonsági Jelentés 18 fejezetbıl áll, az US NRC 1.70 ajánl nlásának nak és s az NBSz-nek megfelelıen. en. 1. Általános leírás 2. A telephely jellemzıi 3. Rendszerek, rendszerelemek tervezése Rendszerek, radioaktív v hulladékkezel kkezelés, sugárv rvédelem leírása 13. Az üzemeltetés s irány nyítása 14. Az üzembe helyezési mérések m eredményei 15. Biztonsági elemzések 16. Az üzemeltetés s feltételei telei és s korlátai 17. Minıségbiztos gbiztosítás 18. Az erımő megszüntet ntetése bme_6.ppt 28

8 A biztonsági jelentés s készk szítésének szempontjai -1 Néhány szempontot érdemes megjegyezni A rendszerek ellátási szüks kségleteinek összegeit össze kell vetni az ellátó rendszerek kapacitásaival saival. A normál üzem és s az üzemzavarok során a határért rtékeken belül l kell maradni. A szilárds rdsági számításokban sokban alkalmazott terhelés-ért rtékeket össze kell vetni a tényleges kapacitásokk kkal. A reaktorvédelmi rendszer funkcióit it a gépészeti rendszereket leíró fejezetekbıl l kell származtatni rmaztatni. Az üzemeltetés s feltételeit teleit/korlátait a tervbıl l kell származtatni rmaztatni. Világoss gossá kell tenni az egyes rendszerek határait (hová tartoznak a határol roló elemek). bme_6.ppt 29 A biztonsági jelentés s készk szítésének szempontjai -2 Néhány hazai problémát is érdemes megemlíteni teni,, amelyek kijavítása folyamatban van: A különbözı biztonsági osztályokba sorolt rendszerekre, rendszerelemekre ugyanazok az elıírások vonatkoznak. A determinisztikus és s valósz színőségi szempontok egymás s mellett jelennek meg a szabályoz lyozásban, az ilyen elıírások nehezen teljesíthet thetıekek (pl. rendszermegbízhat zhatóság g biztosítása sa). A különbözı szakmák k máskm sképpen kezelik a biztonságot got. bme_6.ppt 30 A biztonsági jelentés s aktualizálása - 1 Az aktualizálást évenként nt kell végrehajtaniv grehajtani. Az aktualizálás s során n figyelembe kell venni: az év v során a blokkokon és s az erımőben végrehajtott v módosításokatsokat a jogszabályok lyok, elıírások változv ltozásait az újonnan/pótlólag lag elvégzett elemzések eredményeit A biztonsági jelentés s aktualizálása - 2 Miért kell az elemzéseket idınk nként nt megismételni telni? a módosítások sok miatt az 1. szintő PSA-t évente el kell végezniv blokkszintő változások (új j főtıelem f bevezetése se, teljesítm tmény növelése) és a módosítások sok halmozódása miatt idınk nkéntnt meg kell ismételni az üzemzavar elemzéseket a balesetkezelés s bevezetése után n célszerc lszerő megismételni a 2. szintő PSA-t az elemzési metodika fejlıdése is indokolhatja az elemzések megismétl tlését. bme_6.ppt 31 bme_6.ppt 32

9 A biztonsági jelentés s aktualizálása - 3 Az aktualizálás s szövegsz vegszerkesztési si szempontból is kihívás, hiszen a Biztonsági Jelentés s terjedelme mintegy oldal. a változv ltozásokat az elızı évi változathoz v képest k kell kidolgozni és önálló azonosítóval kell ellátni a változv ltozást az engedélyez lyezés s birtokában, ban, a végrehajtv grehajtási év v végén v n kell véglegesv glegesíteni a VBJ egymásnak ellentmondó változtatásait ki kell szőrni. Összefoglalás A reaktorbiztonság általános fejlıdése az elmúlt lt évtizedekben pusú reaktorok fajtái Megértett rtettük, hogy miért tekintjük k a biztonsági jelentést a biztonság értékelésének legmagasabb szintő dokumentumának nak Megértett rtettük k az erımő tervezésének a biztonsági jelentéssel való kapcsolatát Megismertük k a biztonsági jelentés s felépítését bme_6.ppt 33 bme_6.ppt 34