CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS

Átírás

1 Paksi Atomerőmű Zrt blokk CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS Paks, október 31.

2 TARTALOMJEGYZÉK ELŐSZÓ A TELEPHELY ÉS AZ ERŐMŰ LEGFONTOSABB SAJÁTSÁGAI ALAPVETŐ INFORMÁCIÓK Elhelyezkedés, környezet A blokkok száma Az engedélyes személye A reaktorok típusa, teljesítménye A paksi VVER-440/V-213 blokkok technológiája Az üzembe helyezések időpontjai A pihentető medencék sajátságai A külső villamoshálózati kapcsolatok A biztonság és a felülvizsgálat szempontjából releváns különbségek a blokkok között A TELEPHELYEN LEHETSÉGES TERMÉSZETI EREDETŰ VESZÉLYFORRÁSOK Földrengés Árvizek A Duna alacsony vízszintje Időjárási hatások A KORÁBBI PSA VIZSGÁLATOK VÉGEREDMÉNYEI A valószínűségi biztonsági elemzések terjedelme A felülvizsgálat és megállapításai Összefoglalás A VIZSGÁLATOK EREDMÉNYEI A VILLAMOS BETÁPLÁLÁS TARTÓS ELVESZTÉSE A villamos betáplálási funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és működésük korlátai A villamos betáplálás tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség A villamos betáplálás rendszereinek védettsége a külső természeti hatásoktól A villamos betáplálási funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatásokra A villamos betáplálás tartós elvesztése megelőzésének és preventív balesetkezelésének lehetséges módozatai A VÉGSŐ HŐELVEZETÉSI LEHETŐSÉG TARTÓS ELVESZTÉSE A végső hőelnyelő funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és működésük korlátai A végső hőelnyelő tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség CBFJ.docx oldal / 205

3 2.2.3 A végső hőelnyelő rendszereinek védettsége a külső természeti hatásoktól A végső hőelnyelő funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatásokra A végső hőelnyelő tartós elvesztése megelőzésének és preventív balesetkezelésének lehetséges módozatai A KONTÉNMENT FUNKCIÓ SÉRÜLÉKENYSÉGE TERVEZÉSI ALAPON TÚLI KÜLSŐ HATÁSOK ESETÉN A felülvizsgálat célja A követelmények összefoglalása A felülvizsgálat terjedelme A felülvizsgálat és megállapításai Összefoglalás JELENTŐS RADIOAKTÍV KIBOCSÁTÁSRA VEZETŐ SÚLYOS-BALESETI FOLYAMATOK A felülvizsgálat célja A követelmények összefoglalása A felülvizsgálat terjedelme A felülvizsgálat megállapításai Összefoglalás A NEM URALT KULCSESEMÉNYEK KÖVETKEZMÉNYEIT ENYHÍTŐ BALESETKEZELÉS A felülvizsgálat célja A követelmények összefoglalása A felülvizsgálat terjedelme A felülvizsgálat megállapításai Összefoglalás A NEM URALT KULCSESEMÉNYEK TELEPHELYI KÖVETKEZMÉNYEINEK KEZELÉSE A felülvizsgálat célja A követelmények összefoglalása A felülvizsgálat terjedelme A baleset-elhárítás tervezési alapja A balesetelhárítási tevékenység végrehajtásához rendelkezésre álló erőforrások és a szervezet felkészültsége A balesetelhárítási tevékenység végrehajtásának értékelése Összefoglalás VEZETŐI ÖSSZEFOGLALÓ A PAKSI ATOMERŐMŰ CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATÁNAK KÖVETKEZTETÉSEI A telephely és az erőmű legfontosabb sajátosságai A fukusimaihoz hasonló események lefolyásának értékelése A baleset-elhárítási rendszer továbbfejlesztése A BIZTONSÁG TOVÁBBI NÖVELÉSE CBFJ.docx oldal / 205

4 3.2.1 Javító intézkedések A paksi atomerőmű biztonságának megítélése a kitűzött javító intézkedések végrehajtása utáni helyzetre KISLEXIKON RÖVIDÍTÉSEK JEGYZÉKE KÖZREMŰKÖDŐK NÉVSORA TÁBLÁZATOK táblázat: A blokkok fő technológiai paramétereinek értékei táblázat: A súlyosbaleset-kezeléshez kapcsolódó átalakítások státusza, illetve a megvalósítás tervezett időpontja táblázat: Különböző időtartamok évi maximális csapadékhozamának visszatérési értékei Gumbel-eloszlás alapján (mm-ben) táblázat: A zónasérülési gyakoriság megoszlása a gyorsulástartományok között táblázat: A forrástag-kategóriák táblázat: Az alternatív hűtési útvonalak és a szükséges erőforrások táblázat: Nyomásértékek és a képződött hidrogéntömeg a baleseti folyamat fontosabb időpontjaiban táblázat: A balesetelhárítási tevékenység fő jellemzői táblázat: A célzott biztonsági felülvizsgálat által javasolt javító intézkedések ÁBRÁK ábra: A paksi atomerőmű elhelyezkedése ábra: A paksi atomerőmű telephelye ábra: A hidegvíz csatorna elágazási pontja a Dunától ábra: A melegvíz csatorna és az energiatörő műtárgy a Duna partján ábra: Melegvíz visszakeverés a hidegvíz csatornába téli időszakban ábra: Az erőmű távlati képe ábra: A 3. és 4. blokkok közös reaktorcsarnoka ábra: A technológiai folyamat áttekintő sémája ábra: Az erőmű főbb berendezéseit tartalmazó épületegyüttes keresztmetszete ábra: A reaktortartály és az egyik főkeringtető hurok berendezéseinek képe ábra: Az összeszerelt reaktor és a reaktortartály képe ábra: A paksi üzemanyag kazetták fejrésze a látogató központban ábra: A gőzfejlesztő képe és belső felépítése ábra: A térfogat-kompenzátor alsó része a villamos fűtőbetétekkel ábra: A primer kör fő berendezéseinek elrendezése ábra: A turbina és a generátor gépegység ábra: A táptartály ábra: A blokkvezénylő nézeti képe CBFJ.docx oldal / 205

5 ábra: A nagynyomású (balra) és a kisnyomású (jobbra) ZÜHR szivattyúk ábra: A hermetikus tér a passzív nyomáscsökkentő rendszerrel ábra: A buborékoltató kondenzátor egyik tálcasora ábra: A digitális biztonsági irányító rendszer szekrényei (részlet) ábra: A pihentető medence és az átrakó medence különböző üzemmódjai ábra: Az összenyitott pihentető és átrakó medence, felül az átrakógéppel ábra: A pihentető medence üzemi és tartalék tárolóállványai ábra: A 400 kv-os alállomás ábra: A booster transzformátorok ábra: A 400kV-os külső csatlakozások sémája ábra: A magyar országos villamos alaphálózat ábra: Az I. és II. kiépítés dízelgenerátorai ábra: A II. kiépítés sótalanvíz tartályai az egészségügyi és laborépület fala mellett ábra: A földrengés veszélyeztetettségi görbe ábra: A vízszintes gyorsulás egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektruma különböző visszatérési időkre ábra: Egy földrengés forrás-zóna modell a földrengés epicentrumok feltűntetésével ábra: A szeizmikus megfigyelő hálózat és érzékelési területe az atomerőmű tágabb környezetében ábra: Viszkózus rezgéscsillapítóval végrehajtott megerősítés ábra: Az atomerőmű területén található tűzoltó laktanya ábra: A hidrodinamikai modellezésben figyelembe vett Duna-szakasz ábra: Maximális árhullám vízhozam a Duna pozsonyi szelvényében és a vízszint alakulása a paksi atomerőmű környezetében ábra: Vízhozam a bősi duzzasztóműnél annak sérülését megelőzően és a vízszint alakulása a paksi atomerőmű környezetében ábra A jellemző magassági szintek a paksi atomerőmű telephelyén ábra: A szélsőséges havazás veszélyeztetettségi görbéje ábra: A mélységi védelem elve ábra: A forrástag-kategóriák és gyakoriságuk * ábra: A zónasérülés gyakoriságának változása között, 2. blokk ábra: Az alállomás vezénylő épülete ábra: A blokki egyenáramú ellátás akkumulátorai ábra: A blokki egyenáramú ellátás inverterei ábra: A villamos betáplálás földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ábra: A Dunamenti Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal ábra: A Litéri Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal ábra: A II. kiépítés sótalanvíz rendszerének tartályai ábra: Az üzemzavari tápszivattyú ábra: A kiegészítő üzemzavari tápszivattyú ábra: A pihentető medence hűtőkör a szivattyúkkal és hőcserélőkkel ábra: Biztonsági hűtővíz előszűrő üzem ábra: A főépület egyik megerősítési helye ábra: A turbinacsarnok egyik megerősítési helye CBFJ.docx oldal / 205

6 ábra: Hűtővízvezeték földalatti becsatlakozása a főépületbe ábra: A kondenzátor hűtővíz rendszer udvartéri csővezetékei ábra: A biztonsági hűtővíz szivattyú (a meghosszabbított szívókönyökkel) a beépítési helyén, illetve karbantartáson ábra: Szállításra előkészített dízelhajtású Pajtás VI-F átemelőszivattyú ábra: A végső hőelnyelő földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ábra: Dízelmeghajtású tűzivíz szivattyútelep ábra: A Duna kavicságyába fúrt parti szűrésű kúttelep és vezérlőház ábra: Melegvíz csatorna és a halastavak ábra: Mobil vízvételi rendszer telepítése ábra: A konténment hermetizálás funkció földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ábra: A villamos betáplálás és konténment hermetizálás funkció földrengés miatti együttes elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ábra: Primerköri jellemzők * ábra: A hidrogén koncentráció a hermetikus térben és a reaktorcsarnokban * ábra: A 30 különböző pozícióban elhelyezett rekombinátor hidrogéneltávolítási sebessége ábra: A baleseti folyamat során a konténmentben jelenlévő hidrogéntömeg * ábra: A konténment nyomás változása elárasztott reaktorakna esetén a szivárgási hányad különböző értékeinél ábra: A reaktortartály külső hűtés elvi sémája ábra: A súlyos-baleseti mérőrendszer ábra: A súlyos-baleseti dízelgenerátor ábra: BESZ felépítése és létszámadatai ábra: Tartalék Vezetési Pont ábra: Mentesítő állomások ábra: Gyakorlat a Védett Vezetési Ponton ábra: A BESZ riasztási sémája CBFJ.docx oldal / 205

7 Előszó március 11-én Japán írott történelmének legnagyobb földrengését követően létrejött extrém méretű cunami következtében súlyos reaktorbaleset történt a Fukusima I. atomerőműben. A tengerparttól mintegy 130 km-re, 24 km-es mélységben a Richter-skála szerint 9-es erősségű földrengés történt, amely az erőmű tervezési alapját kissé meghaladó mértékben megrázta az atomerőmű területét. Ennek következtében az erőmű működésben lévő blokkjai leálltak. Mivel a földrengés következtében súlyosan megsérült a villamos távvezeték-hálózat, a telephely külső áramellátása megszűnt. A veszélyhelyzeti villamos betáplálást automatikusan az erre a célra szolgáló dízelgenerátorok vették át. Ezekkel biztosítható volt a leállt reaktorblokkok és a pihentető medencék megfelelő hűtése. Mintegy 50 perccel a földrengést követően a telephelyet elérte az óceán alatt kirobbant földmozgás miatt kialakult szökőár. A telephely környékét teljes mértékben letaroló víz magassága lényegesen meghaladta az erőmű tervezési alapját. Különböző berendezések elárasztása miatt a dízelgenerátorok működésképtelenné váltak. Teljesen megszűnt a blokkok áramellátása. Mivel a leállított blokkok hőtermelése még jelentős mértékű volt, a szükséges hűtés hiányában a hűtővíz elforrt, a fűtőelemek szárazra kerültek, részben megolvadtak. A fűtőelemek túlhevülése során keletkezett hidrogén az 1., 2. és 3. reaktorokon alkalmazott nyomáscsökkentések során kijutott a hermetikus védőépületekbe, onnan a reaktorépületekbe, ahol felrobbant. Súlyosan megsérült az 1., 2., 3. és 4. reaktor épülete, aminek következtében jelentős mennyiségű radioaktív anyag került ki a környezetbe. A pihentető medencékben tárolt kiégett fűtőelemek hűtésének kimaradása a későbbiekben ugyancsak a fűtőelemek károsodására vezetett. A kibocsátott radioaktív anyagok következtében a telephelyen igen magas lokális dózisteljesítmény értékek alakultak ki, jelentősen megnehezítve a balesetkezelés és balesetelhárítás végrehajtását. A lakosságra gyakorolt egészségügyi hatások minimalizálása érdekében a japán hatóságok még a jelentős környezeti kibocsátások előtt kiürítették az erőmű 3, majd 10 km-es környezetét. A későbbiekben a lezárt zónát 30 km-es körig bővítették, ahova korlátozott a civil lakosság belépése. A személyzet óriási erőfeszítéssel, példamutató fegyelmezettséggel és önfeláldozással, a külső áramellátás helyreállítása után, a megfelelő eszközök birtokában stabilizálta a reaktorblokkok és a pihentető medencék állapotát. Ezzel jelentősen lecsökkentették a további nagymértékű radioaktív kibocsátások veszélyét. A Fukusima I. atomerőmű 1-4. reaktorai végleg tönkrementek, a környezeti és a telephelyi szennyezés felszámolása feltehetőleg éveket, illetve évtizedeket fog igénybe venni. A baleset igen súlyosan érintette Japán egész gazdaságát és az egész világon megrendítette az atomerőművek biztonságába vetett, az utóbbi években fokozatosan javuló bizalmat. Az európai országok különböző módon ugyan, de szinte azonnal reagáltak a fukusimai balesetre. Még javában tartott a japán erőmű személyzetének harca a baleset elhárításáért, illetve következményeinek csökkentéséért, amikor nagy vita alakult ki arról, hogy Európa hogyan reagáljon egységesen a balesetre. A nemzeti nukleáris hatóságok, amelyek szuverén módon döntenek az atomerőművek működésének engedélyezéséről, önként vállalták, hogy az általuk felügyelt atomerőműveket CBFJ.docx oldal / 205

8 egységes felülvizsgálatnak vetik alá (ezt nevezték a bankvilágból átvett, meglehetősen félrevezető kifejezéssel stress test -nek, amelyet pontosabb magyarul célzott biztonsági felülvizsgálatnak nevezni). Az egységes európai álláspont kialakítása során olyan megállapodás született, hogy a nemzeti nukleáris hatóságok az atomerőművektől bekért jelentések alapján elkészítik nemzeti jelentésüket, amelyben értékelik az adott ország atomerőműveinek helyzetét és meghatározzák a további teendőket. Annak érdekében, hogy az értékelés egységes alapon történjék, meghatározták a vizsgálat terjedelmét. A nemzeti nukleáris hatóságok jelentéseit egységesen szervezett nemzetközi szakértői vizsgálat részeként fogják áttekinteni. A nukleáris iparban követett általános gyakorlat szerint a szokatlan eseményeket, üzemzavarokat, baleseteket eddig is részletesen megvizsgálták annak érdekében, hogy ezek újabb előfordulását kizárják vagy bekövetkezésük esélyét, lehetséges következményeit csökkentsék. Ennek megfelelően az atomerőművek biztonságát igen magas színvonalon lehet tartani. Éppen ezért volt váratlan, hogy a fukusimai baleset ilyen súlyos következményekkel járt. A bekövetkezett baleset a fukusimai atomerőmű alábbi gyengeségeire világított rá: a természeti eredetű külső hatásokra vonatkozó tervezési alap korszerűsítésének elmaradása, a tervezési alapot meghaladó külső hatások katasztrofális következménye, a villamos betáplálás teljes elvesztésének tartóssága, a reaktorban és a pihentető medencében lévő fűtőelemek szükséges hűtésének tartós kimaradása, a reaktorok súlyos balesete során létrejött hidrogén felrobbanása, a balesetelhárítási szervezet működésének kezdeti zavarai. Jogosan merül fel a kérdés, hogy hasonló esetekben mi történne a világ különböző atomerőműveiben. A felülvizsgálatnak ezért alapvetően a következő kérdéseket kell megválaszolnia: A telephelyen lehetséges természeti eredetű külső hatásoknak megfelelően van-e megválasztva az adott erőmű tervezési alapja? Hogyan viselné el az erőmű a tervezési alapot meghaladó külső természeti hatásokat? Milyen módon következhet be tartósan az erőmű villamos betáplálásának teljes elvesztése és mi lehet ennek következménye? Milyen módon következhet be tartósan az erőműben a szükséges fűtőelem-hűtés tartós kimaradása és mi lehet ennek következménye? Megfelelően felkészült-e az erőmű a reaktorok és a pihentető medencék súlyos balesetének elkerülésére, az esetlegesen bekövetkező súlyos balesetek következményeinek csökkentésére? Megfelelően felkészült-e az erőmű balesetelhárítási szervezete a fenti események kezelésére, beleértve a fenti események kombinációit, valamint a valamennyi blokk reaktorára és pihentető medencéjére kiterjedő baleseti helyzeteket? A vizsgálatnak az adott erőmű június 30-i műszaki állapotára kell vonatkoznia. A feltárt esetleges hiányosságok felszámolására javaslatokat kellett összeállítani. A fentiekben megfogalmazott követelmények alapján az Országos Atomenergia Hivatal (OAH) május 2-án előírta a Paksi Atomerőmű Zrt. részére a Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF) végrehajtását, amelyhez átadta a felülvizsgálat tartalmi követelményeit tartalmazó dokumentumát is. CBFJ.docx oldal / 205

9 A PA Zrt augusztus 15-re a felülvizsgálat eredményeiről előrehaladási jelentést készített, míg a végleges jelentést az előírásnak megfelelően október 31-re benyújtotta. Az OAH a jelentések alapján értékeli a felülvizsgálat végrehajtását, annak eredményeit, megállapításait. Szükség esetén biztonságnövelő intézkedések végrehajtását rendelheti el. Az OAH a jelentések alapján készíti el a kormány által az Európai Bizottságnak megküldendő Nemzeti Jelentést. CBFJ.docx oldal / 205

10 1. A telephely és az erőmű legfontosabb sajátságai 1.1 Alapvető információk Elhelyezkedés, környezet A paksi atomerőmű telephelye Paks város központjától kb. 5 km-re délre, míg Budapesttől kb. 114 km-re délre, a Dunától 1 km-re nyugatra és a 6. sz. főközlekedési úttól 1,5 km-re keletre helyezkedik el (ld ábra). A paksi telephely Balti-tenger szintje feletti magassága Bf 97,15 m. A telephely súlyponti koordinátái: ,05 É; ,56 K ábra: A paksi atomerőmű elhelyezkedése A telephely közvetlen környezetét az erőmű körüli 3 km-es kör alkotja, amelyen a szorosan vett üzemrészen kívül tartalék üzemi terület, horgásztavak, megközelítési útvonalak és erdők találhatók. Az erőmű tágabb környezetét amely egy 30 km sugarú terület falvak, városok és alapvetően mezőgazdasági művelés alá vett területek jellemzik. A telephelyet az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

11 Hiddeeggvví ízz ccssaat toorrnnaa Duunnaa fool f lyyóó Taarrt taal léékk üüzzeemi i teerrüül t leet t Meel leeggvví ízz ccssaat toorrnnaa Műűkkööddőő bbl lookkkkookk ábra: A paksi atomerőmű telephelye Amint az ábrán látható, az erőmű a működéséhez szükséges hűtővizet közvetlenül a Dunából nyeri. A Pakson működő reaktorblokkokhoz nem épültek hűtőtornyok. A folyó vizét a nyitott hidegvíz csatorna vezeti a vízkivételi műhöz. A csatorna Dunától való elágazása az elsődleges uszadékfogó műtárggyal az ábrán látható ábra: A hidegvíz csatorna elágazási pontja a Dunától A vízkivételi műben elhelyezett szivattyú állomások a blokkok felé különböző hűtési célokra (kondenzátorok, technológiai fogyasztók, biztonsági rendszerek) szállítják a vizet. Az elhasznált hűtővíz a blokkokhoz közeli területen zárt szelvényű, majd nyitott melegvíz csatornán keresztül jut vissza a Dunába egy energiatörő műtárgyon keresztül. A csatorna torkolatát az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

12 ábra: A melegvíz csatorna és az energiatörő műtárgy a Duna partján Hideg időszakban a jégképződés megakadályozása, illetve a Duna felől beúszó jég folyamatos olvasztása céljából lehetőség van a melegvíz csatorna felől részleges melegvíz visszakeverésre. Egy ilyen állapotot szemléltet az ábra ábra: Melegvíz visszakeverés a hidegvíz csatornába téli időszakban A blokkok száma A telephelyen összesen négy darab reaktorblokkot létesítettek, amelyek két-két reaktoronként ikerkiépítésű épületszerkezetben helyezkednek el. Az erőmű távlati képe az ábrán látható. CBFJ.docx oldal / 205

13 1.1.3 Az engedélyes személye ábra: Az erőmű távlati képe Az engedélyes a Paksi Atomerőmű Zártkörűen Működő Részvénytársaság (Paksi Atomerőmű Zrt.), amely április 14-e óta működik a jelenlegi társasági formában. A társaság többségi tulajdonosa a Magyar Villamos Művek Zrt. 99, 99%-ot meghaladó tulajdoni hányaddal A reaktorok típusa, teljesítménye Az erőmű mind a négy blokkja VVER-440/V-213 típusú, könnyűvíz hűtésű, könnyűvíz moderátoros reaktorral üzemel, amelyek névleges hőteljesítménye MW. A blokkok villamos teljesítménye 500 MW, ami két jelentős teljesítménynövelési lépésen keresztül valósult meg az eredeti 440 MW-hoz képest. Így a négy blokk kapacitása összesen MW erőművi elektromos teljesítményben összegződik. Az egyes reaktorblokkok iker elrendezésben, úgynevezett kiépítésenként kerültek telepítésre, ahol egy-egy főépület két-két reaktort foglal magába. A 3. és 4. blokk (II. kiépítés) közös reaktorcsarnokát az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

14 ábra: A 3. és 4. blokkok közös reaktorcsarnoka Az erőmű technológiai rendszerei két fő csoportba, a primer- és a szekunderköri rendszerek közé sorolhatók. Ezek közül a legfontosabbak az alábbiak: Primer kör: reaktortartály a felső blokkal és a szabályzórúd hajtásokkal, főkeringtető hurkok a főelzáró tolózárakkal, főkeringtető szivattyúk (FKSZ), gőzfejlesztők (GF), térfogat-kiegyenlítő és nyomástartó berendezés. Szekunder kör: telített gőzös turbinák, generátorok, főkondenzátorok, főkondenzátum-rendszer, tápvízrendszer a tápszivattyúkkal és táptartályokkal. Az erőmű technológiai folyamatának vázlatát az ábra mutatja. A célzott biztonsági felülvizsgálat szempontjából fontos technológiai rendszerek működéséről általános leírás található az alfejezetben. CBFJ.docx oldal / 205

15 46 bar ábra: A technológiai folyamat áttekintő sémája A fő technológiai paraméterek névleges értékeit az táblázat mutatja táblázat: A blokkok fő technológiai paramétereinek értékei Paraméter Reaktor hőteljesítmény Érték MW Primerköri vízforgalom m 3 /h Primerköri nyomás 123 bar Primerköri hidegági hőmérséklet 267 C Primerköri melegági hőmérséklet 299,5 C Leállási bórsavkoncentráció Frissgőz nyomás Frissgőz tömegáram 13,5 g/kg 46 bar t/h Frissgőz hőmérséklet 255 C CBFJ.docx oldal / 205

16 A főépület keresztmetszeti képe a fontosabb berendezésekkel az ábrán látható. 1 Reaktor 2 Gőzfejlesztő 3 Átrakógép 4 Pihentető medence 5 Biológiai védelem 6 Kiegészítő tápvízrendszer 7 Reaktorcsarnok 8 Lokalizációs torony 9 Buborékoltató tálcák 10 Légcsapda 11 Szellőzés 12 Turbina 13 Kondenzátor 14 Turbinaház 15 Tápvíztartály 16 Előmelegítő 17 Turbinacsarnok daruja 18 Műszer helyiségek ábra: Az erőmű főbb berendezéseit tartalmazó épületegyüttes keresztmetszete A főépületen kívül kiépítésenként található egy-egy segédépület, amely az üzemi főépületben keletkezett különféle radioaktív, szennyezett folyékony és szilárd hulladékok tárolóinak elhelyezésére, illetve a hulladékok kezelésével kapcsolatos technológiai rendszerek befogadására szolgál. Egy további épület foglalja magába az üzemzavari helyzetekben villamos energiát szolgáltató dízelgenerátorokat. A Dunából hűtővizet kiemelő vízkivételi mű épülete és berendezései a hűtővíz csatorna partjánál találhatók. Mindezeken kívül az erőmű telephelyén számos további technológiai, szolgáltatási és irodaépület található A paksi VVER-440/V-213 blokkok technológiája A reaktor és a primer kör fő berendezései A 123 bar üzemi nyomású primer kör egy MW hőteljesítményű, tartály típusú reaktorból, hat párhuzamosan kapcsolt hűtővíz hurokból és az egyik hurokhoz csatlakozó térfogatkiegyenlítőből áll. Minden egyes hurokhoz egy főkeringtető szivattyú (FKSZ), egy gőzfejlesztő berendezés (GF) és két főelzáró tolózár (FET), valamint a berendezéseket összekötő, CBFJ.docx oldal / 205

17 rozsdamentes acélból készült, 500 mm átmérőjű csővezeték tartozik. A reaktortartály és az egyik hurok berendezéseinek vázlatos képe az ábrán látható ábra: A reaktortartály és az egyik főkeringtető hurok berendezéseinek képe A reaktor A reaktor berendezés két fő részre osztható: az egyik az aktív zónát is magába foglaló, nyomásálló reaktor tartály, a másik pedig a reaktor felsőblokk, amely a tartályt felülről lezárja. A reaktortartály amelyet az ábra szemléltet függőleges elhelyezésű, hengeres edény elliptikus fedéllel és tartályfenékkel. A tartály anyaga nagyszilárdságú ötvözött szénacél, amelynek a belső felületét, valamint az osztósík felületét a korrózió csökkentése érdekében korrózióálló rozsdamentes acél bevonattal (plattírozás) látták el. A felsőblokk A felsőblokk feladata a reaktortartály felülről történő lezárása, valamint azon helyezkednek el a reaktor szabályozó- és biztonságvédelmi rendszerének hajtásai, a tartályon belüli mérőrendszer mérőkábelei és csatlakozói, a mérőkábelek kivezetései, és tömítései. A következő pontban leírt szabályozó kazetták mozgatása a felső blokkra szerelt villamos motorokkal történik fogasléces hajtóművön keresztül. A motorok emelik vagy süllyesztik, illetve helyben tartják a szabályozó kazettákat. CBFJ.docx oldal / 205

18 ábra: Az összeszerelt reaktor és a reaktortartály képe Az üzemanyag A VVER-440 erőművekben alacsony dúsítású, keramikus urándioxid üzemanyagot használnak. Pakson az évenkénti üzemanyag utántöltésnél jelenleg maximum 4,2% dúsítású kazettákat alkalmazunk. Az üzemanyag töltetet a gyártóműben kb. 7 mm átmérőjű és 10 mm magasságú elemi tablettákból állítják össze. A tablettákat először egy 2,5 m hosszú, 9,1 mm átmérőjű zirkónium védőburkolatba töltik. Ezekből 126 pálcát építenek be egy-egy hatszögű hasáb formájú üzemanyag kazettába. Az üzemanyag kazetták felső részét és az egyik kazetta belső szerkezetét a fűtőelem pálcákkal az ábra mutatja. Az aktív zóna összesen 349 fűtőelem kazettából áll, amelyből 312 fix helyzetű fűtőelem köteg, 37 pedig függőlegesen mozgatható szabályozó és biztonságvédelmi (SZBV) rúd. Ez utóbbi kazetták alsó része normál fűtőelemből épül fel, felső részük pedig neutron elnyelő bóracélból. Amikor ezek a szerelvények felső helyzetükben vannak, az üzemanyag részük kerül az aktív zóna magasságába, így részt vesznek az energiatermelésben. Ha a rudakat alsó helyzetükbe engedik le, a neutron elnyelő bóracél részük kerül az aktív zónába (miközben az üzemanyag részük a zóna alá süllyed), leállítva ezzel a láncreakciót a reaktorban. A paksi reaktorok esetében egy-egy üzemanyag ciklus (ún. kampány) egy évig tart. A legújabb fejlesztésű fűtőelemeket négy-öt cikluson keresztül lehet felhasználni (közben a leállások alatt átrendezve őket a reaktoron belül). CBFJ.docx oldal / 205

19 ábra: A paksi üzemanyag kazetták fejrésze a látogató központban A gőzfejlesztők A gőzfejlesztők feladata a reaktorban megtermelt hőenergia átadása a szekunderköri hőhordozónak. A gőzfejlesztők 3,2 m átmérőjű, 12 m hosszú, vízszintes elrendezésű, hőátadó csőkötegekkel, két végén elliptikus fedéllel rendelkező hengeres hőcserélők. A hurkok számának megfelelően hat darab található belőlük. A primerköri hőhordozó a csőkötegeken belül áramlik. A csőkötegek a primerköri hűtőközegből a szekunderköri hűtőközegbe történő hőátadással biztosítják a turbinák meghajtásához szükséges szekunderoldali száraz, telített gőzt, valamint hermetikusan elválasztják a radioaktív primerkört a szekunderkörtől. A gőzfejlesztők felépítése az ábrán látható ábra: A gőzfejlesztő képe és belső felépítése CBFJ.docx oldal / 205

20 A térfogat-kiegyenlítő és nyomástartó berendezés A primerköri nyomás pozitív és negatív irányú változásait az egyik hurok ki nem zárható részéhez csatlakoztatott berendezés egyenlíti ki, amely a primerkörben lévő hűtővíz mennyiségének szabályozását is végzi. A térfogat-kiegyenlítő függőleges elrendezésű, 12 m magas tartály, amelynek teljes térfogata 44 m 3. A tartály hengerpalástjának alsó részén található 108 db elektromos fűtőbetét (ld ábra). A primerköri nyomás csökkenésekor ezek a fűtőtestek bekapcsolnak és a hőmérséklet emelésén keresztül a nyomás növekedését eredményezik. Fordított esetben, a nyomás emelkedésekor a tartály felső térrészébe bepermetezett hidegebb víz a nyomás csökkenését okozza ábra: A térfogat-kompenzátor alsó része a villamos fűtőbetétekkel A térfogat-kiegyenlítőhöz csatlakozik a túlnyomásvédelmi rendszer, amely megakadályozza a primerköri nyomás megengedett érték fölé emelkedését. A térfogat-kiegyenlítő lefúvatása túlnyomás esetén egy biztonsági szelepen keresztül egy buborékoltató tartályba történik, amelyet túlnyomás ellen hasadótárcsa véd. A primerkör fő komponenseinek általános elrendezése és azok csőkapcsolása az ábrán látható. CBFJ.docx oldal / 205

21 1. Reaktor 2. Főkeringtető szivattyú 3. Főkeringtető vezeték 4.Főelzáró tolózár 5.Gőzfejlesztő 6.Térfogat-kompenzátor 7.Buborékoltató tartály 8. Hidroakkumulátor ábra: A primer kör fő berendezéseinek elrendezése A reaktivitás szabályozásával kapcsolatos feladatok A reaktorhoz két, különböző elven működő, független reaktivitás-szabályozó rendszert kellett biztosítani annak érdekében, hogy a reaktor biztonságosan leállítható és szubkritikus állapotban tartható legyen. A két megkövetelt rendszer egyike Az üzemanyag alfejezetben leírt szabályozórudak alsó pozícióba ejtésével előidézett reaktor gyorsleállítás, a másik pedig a reaktorba bórsavat beadagoló pótvíz és bóros szabályozás rendszere. Mindkét megoldás automatikus működtetése a Biztonsági irányítástechnikai rendszerek alfejezetben leírt vezérlő rendszerből történik. A pótvíz és bóros szabályozás rendszerének feladata (egyebek mellett) a lassú reaktivitáscsökkenések kompenzálása a primerköri bórsav-koncentráció csökkentésével. Üzemzavari esetekben a funkciója ezzel ellentétes, a reaktorvédelmi működés részeként a rendszer bórsavat juttat a primerkörbe, biztosítva ezzel a szubkritikus állapot elérését. A rendszer normál üzemben folyamatosan működik és közreműködik a vegyszerek primerkörbe juttatásában, amelyek között a fent leírtak miatt különleges szerepet tölt be a bórsav. A megfelelő koncentrációjú bóroldatot töménybór szivattyúk juttatják tároló tartályokból a pótvíz szivattyúk szívóágába, ahonnan azok továbbnyomják a fővízkörbe. A blokki üzemmódok függvényében különböző koncentrációjú bórsavoldatot kell különböző nyomásokon a töménybór rendszer felől használni a reaktor felbórozásához. CBFJ.docx oldal / 205

22 A szekunder kör fő berendezései A turbina és a generátor A hat gőzfejlesztőben előállított 46 bar-os száraz, telített gőzt a főgőzrendszer juttatja el a két, egyenként 250 MW villamos teljesítményű turbogépcsoporthoz. Lehűtéskor és üzemzavari esetben a főgőzrendszer biztosítja a primerkörből történő hőelvonást a gőzfejlesztőkön keresztül. A csőkapcsolás olyan kialakítású, hogy az egyik turbina a páros, a másik pedig a páratlan számú gőzfejlesztőktől kapja a gőzt. Ez a megoldás biztosítja a reaktor szimmetrikus hűtését abban az esetben is, amikor csak egyetlen turbina van üzemben. A gőzfejlesztőkben termelt gőz hő és mozgási energiáját a turbina alakítja mechanikus forgó mozgássá, hogy az a generátort forgásba hozza és ezáltal elektromos áramot állítson elő. A turbina háromházas kivitelű, egy nagynyomású és két kisnyomású részből áll. A turbinaházak egymás mögött, egyvonalban helyezkednek el, tengelyeik merev tengelykapcsolóval vannak összekapcsolva. A generátor tengelye a turbina egység kisnyomású házának tengelyéhez kapcsolódik. Blokkonként két darab turbogépcsoport található. Egy turbo-generátor gépegység nézeti képe az ábrán látható ábra: A turbina és a generátor gépegység A főkondenzátum, a tápvíz és az üzemzavari tápvíz rendszerek A turbinában munkát végzett gőz a kondenzátorba kerül, ahol a hűtővíz hatására lekondenzálódik. Az így keletkezett csapadékot vissza kell juttatni a gőzfejlesztőkbe, hogy ott ismét munkavégzésre alkalmas telített gőzzé alakuljon. A feladatot két rendszer valósítja meg. A főkondenzátum rendszer a kondenzátorból előmelegítés után a táptartályba juttatja a vizet. A tápvízrendszer a táptartályokban tárolt tápvízet további előmelegítés után a gőzfejlesztőkbe juttatja, valamint részt vesz a primer kör lehűtésében és felfűtésében. A táptartályt tetején a két tápvíz gáztalanító toronnyal az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

23 ábra: A táptartály Mind a főkondenzátum, mind a tápvíz rendszerbe több, egymást teljes mértékben helyettesíteni képes szivattyút terveztek és építettek be. Az üzemi tápvízrendszer meghibásodása esetén az üzemzavari tápvízrendszer végzi a gőzfejlesztők tápvízzel való ellátását a reaktor hűthetősége érdekében. A rendszer a nyomó oldalon az üzemi tápszivattyúktól eltérően, az előmelegítők megkerülésével közvetlenül a tápvíz beadagoló csővezetékekre kapcsolódik. Az üzemzavari tápvíz rendszerekről részletesebb információ található a fejezetben. A sótalanvíz rendszer A sótalanvíz rendszer feladata, hogy biztosítsa a blokkok tápvíz tartalékát, valamint a szekunderköri hűtőközeg veszteségek pótlását a kondenzátorokba vagy a táptartályokba történő betáplálással. Üzemzavari helyzetben további fontos feladata közvetlen hűtővíz biztosítása az és fejezetekben leírt kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer számára. A sótalanvíz rendszer kiépítésenként közös rendszer. Ez azt jelenti, hogy egy rendszer van kialakítva az , illetve egy másik a blokkhoz. A sótalanvíz előállítását a vízlágyító üzem a Dunából nyert víz felhasználásával végzi. A sótalanvíz készlet tárolása kiépítésenként három, egyenként 900 m 3 -es tartályban történik. A sótalanvíz rendszerről részletesebb információ található a fejezetben A blokkvezénylő és egyéb kezelőhelyek Az atomerőmű technológiai folyamatainak irányítására az ellátandó feladatoktól függően különböző helyeken és különböző funkciókra kialakított vezénylők, kezelőhelyek szolgálnak. A primer kör, a szekunder kör és a villamos berendezések működtetéséhez kapcsolódó feladatokat a blokkonként kiépített ún. blokkvezénylőből lehet ellátni. Normál esetben itt négyfős személyzet tartózkodik: a blokkügyeletes, valamint a reaktor-, a turbina-, és a villamos operátor. A blokkvezénylő nézeti képe az ábrán látható. CBFJ.docx oldal / 205

24 ábra: A blokkvezénylő nézeti képe A tartalékvezénylő a blokkvezénylő elvesztése esetén a blokk leállítására és lehűtésére szolgál. A két blokkra közös rendszerek irányítása a közösüzemi vezénylőből történik. Az Erőmű Irányító Központban egy a teljes erőművet felügyelő ügyeletes mérnök irányítja a termelést, valamint üzemzavari helyzetben annak elhárítását. További vezénylőtermek szolgálnak egyes rendszerek kiszolgálásához az alábbiak szerint: vízkivételi mű vezénylő a Dunából hűtővizet kiemelő rendszerek működtetésére, ellenőrzésére, segédépületi vezénylő a segédépületi technológiák működtetésére, felügyeletére, dozimetriai vezénylő az erőmű sugárzási helyzetének ellenőrzésére, villamos hálózati vezénylő a termelt villamos energia országos alaphálózatba juttatásának irányítására és ellenőrzésére, helyi működtetési pontok A biztonságvédelmi rendszerek Műszaki biztonsági célkitűzés, hogy az üzemzavarok bekövetkezése nagy biztonsággal megakadályozható legyen, a létesítménynél figyelembe vett valamennyi üzemzavar esetén a lehetséges következmények az előírt mértékeken belül legyenek, valamint, hogy a jelentős következményekkel járó súlyos balesetek valószínűsége elegendően alacsony legyen. Ennek biztosítása érdekében az atomerőmű biztonsági filozófiáját meghatározó alapvető elv a mélységben tagolt védelem alkalmazása. Erről részletesebb információ olvasható az 1.3 fejezet bevezető részében. A mélységi védelem elvének megfelelően az erőmű biztonságos üzemeltetését a normálüzemi rendszereken kívül technológiai védelmi, biztonsági, valamint lokalizációs rendszerek biztosítják. A blokkok legsúlyosabb méretezési üzemzavarának a nagyátmérőjű főkeringtető csővezeték pillanatszerű, haránt irányú törése tekinthető, ami esetleg együtt jár az erőművi berendezéseket CBFJ.docx oldal / 205

25 tápláló villamos energia teljes elvesztésével. Az erőművi biztonsági rendszerek méretezése és kialakítása egy ilyen kombinált üzemzavar feltételezésével történt. A zóna üzemzavari hűtőrendszerek A zóna üzemzavari hűtőrendszerek (ZÜHR) a blokk alapvető biztonsági rendszerei, amelyek közös rendeltetése, hogy hűtőközegvesztéssel járó üzemzavari esetekben bóros hűtővíz bejuttatásával megakadályozzák az aktív zóna olyan mértékű felhevülését, ami a zóna sérüléséhez, és így nem megengedett radioaktív kibocsátáshoz vezethetne. A reaktor aktív zónájának üzemzavari hűtőrendszerei funkcionális rendeltetésüknek és működési elvüknek megfelelően három csoportot alkotnak: passzív rendszer, nagynyomású aktív rendszer, kisnyomású aktív rendszer. A passzív rendszer négy egymástól független tartályból (hidroakkumulátor) áll, amelyekben megfelelő mennyiségű és koncentrációjú bórsav oldatot tárolunk. A hidroakkumulátorok feladata az aktív zóna vízzel fedett állapotban tartása a nagy primerköri hőhordozó-vesztéssel járó üzemzavarok kezdeti időszakában, amíg a ZÜHR aktív rendszerei üzembe nem lépnek. A hidroakkumulátorok szükséges nyomását nitrogénpárna biztosítja. Mindegyik tartály különkülön csővezetéken és visszacsapó szelepen keresztül csatlakozik a reaktortartályhoz (ld. az ábra alsó részén a 8. sz. berendezéseket). Amennyiben a nyomás a reaktorban a hidroakkumulátor nyomása alá esik, a hidroakkumulátor vizének a reaktortartályba való beürítése passzívan, segédenergia szükséglet nélkül megtörténik. A nagy- és kisnyomású aktív rendszerek redundánsak, azaz három-három egymással párhuzamosan kiépült, független rendszerből állnak. Ezek egyenként más-más helyiségben helyezkednek el. Az egyes részrendszereket úgy méretezték, hogy üzemzavar esetén a szükséges feladatokat egyikük is el tudja látni. Mindegyik rendszer fő építőelemei a megfelelő szivattyúk és a hozzá tartozó tartályok. A rendszerek indítása a lentebb leírt biztonsági irányító rendszerből automatikusan történik, működésükhöz villamos energia szükséges, amelyet biztonsági betáplálásról kapnak. A reaktorban uralkodó nyomásviszonyok függvényében hűtőközeg vesztés (pl. csőtörés) esetén először a nagynyomású zóna üzemzavari hűtőrendszer lép üzembe. Ez a rendszer a normál üzemi hűtés helyreállítását segíti 40 g/dm 3 koncentrációjú bóros víz bejuttatásával a reaktorba. Ha a hűtőközeg vesztés hatására időközben a nyomás lecsökken, a kisnyomású rendszer lép működésbe és végzi tovább az aktív zóna hűtését. A kisnyomású szivattyú szükség esetén 7,2 bar nyomással 13,5 g/dm 3 bórsav koncentrációjú vizet nyom a reaktorba. A két rendszer szivattyúit az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

26 ábra: A nagynyomású (balra) és a kisnyomású (jobbra) ZÜHR szivattyúk Ha mindegyik zóna üzemzavari hűtőrendszer tartálya kiürül, mind a nagynyomású, mind a kisnyomású rendszer automatikusan átkapcsol recirkulációs üzemmódba. Ekkor a konténment padlójára ürült vizet az oda beépített gyűjtőzsompokból egy hőcserélőn keresztül lehűtve szívják vissza és keringtetik a hűtőrendszerek. A biztonsági hűtővíz rendszer A biztonsági hűtővíz rendszer feladata olyan berendezések ellátása hűtővízzel, amelyek a blokk normál üzeménél biztonságos, állandó hűtést igényelnek, illetve a blokk normál, valamint üzemzavari lehűtését szolgálják. A biztonsági hűtővízrendszer is három független ágból épül fel. A biztonsági hűtővíz rendszert a vízkivételi műben elhelyezett hűtővíz szivattyúk látják el hűtőközeggel a hidegvíz csatornából. A rendszer részletesebb leírása a fejezetben található. A kiegészítő üzemzavari tápvíz rendszer Az üzemi, illetve az üzemzavari tápvízrendszerek olyan mértékű meghibásodása esetén, amely során a gőzfejlesztőket a kiszáradás veszélye fenyegeti, a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer feladata a gőzfejlesztők vízutánpótlása. Ez a rendszer a normál üzemi tápvízrendszertől független betáplálási útvonallal rendelkezik a gőzfejlesztő felé, és közvetlenül a sótalanvíz tartályok vízkészletét használja a reaktor maradványhőjének elvitele érdekében. A rendszer szállítóteljesítménye azonos az üzemzavari tápszivattyúkéval. Az üzemzavari tápvíz rendszerekről részletesebb információ található a fejezetben. A lehűtő rendszer A lehűtő rendszer a szekunder körön keresztül a primer kör lehűtésére és a maradványhő elvezetésére szolgál. A rendszer feladatai: A blokk tervezett, illetve üzemzavari leállításakor a primer kör megfelelő sebességgel történő lehűtése a szekunder körön keresztül történő hőelvonással. Az üzemen kívüli reaktorban termelődő ún. maradványhő elvezetése. A rendszer két ágán található egy-egy lehűtő redukáló berendezés és lehűtő kondenzátor. A lehűtő kondenzátorban amelyet biztonsági hűtővíz hűt valósul meg a hőelvonás, a redukálóval pedig a lehűtési sebesség szabályozható. CBFJ.docx oldal / 205

27 A fő szekunderköri rendszerekkel alapvetően zárt hőelvitelt lehet megvalósítani. A blokkok üzemzavari vagy normál lehűtése esetén a lehűtő rendszerrel nyitott körű hőelvitel is biztosítható. Ilyenkor a gőzfejlesztőben keletkezett gőzt a szabadba juttatják, ekkor azonban nagyobb mértékű szekunderköri vízkészlet-pótlásra van szükség, amelyet a lehűtő rendszer biztosít. A hermetikus tér Az erőműnek a primerkört magába foglaló, túlnyomásra méretezett helyiségrendszere a hermetikus tér (konténment), ami a reaktorépületen belül helyezkedik el. A konténment legfontosabb feladata a radioaktív hőhordozót tartalmazó berendezések és az ezekhez közvetlenül kapcsolódó, radioaktív anyagot tartalmazó segédrendszerek hermetikusságának elvesztésével járó meghibásodása esetén a kiszabaduló radioaktív anyagok környezetbe kerülésének megakadályozása. Az épületszerkezetet a maximális tervezési üzemzavar esetén fellépő nyomásnak megfelelően méretezték és a nyomástartó funkcióját rendszeresen ellenőrzik. A konténment szivárgása nem haladhat meg egy megengedett értéket. A térrészbe bejutni a normál üzem esetén zárt hermetikus zsilipeken át lehet. A hermetikus tér szerkezeti kialakítása az ábrán látható. Buborékoltató kondenzátor Lokalizációs torony Átömlő folyosó Légcsapda Hermetikus tér a primerköri főberendezésekkel ábra: A hermetikus tér a passzív nyomáscsökkentő rendszerrel A primerköri rendszerek csőtöréssel, szivárgással járó üzemzavara esetén a radioaktív közeg a konténment légterébe jut, ahol a helyiségrendszer hermetikus volta miatt a nyomás emelkedését eredményezi. Emiatt a konténmentet passzív és különböző aktív nyomáscsökkentő CBFJ.docx oldal / 205

28 rendszerekkel látták el. A hermetikusság biztosítása érdekében a falon átmenő csővezetékeken a fal mindkét oldalán lezáró armatúrák találhatók, a falátvezetések pedig szivárgásmentes kialakításúak. A csőtöréses üzemzavar nyomán a konténmentbe jutó, valamint a hűtésre használt víz a konténment padlóján kialakított zsompokban gyűlik össze, ahonnan hűtés után az előző fejezetben leírt zóna üzemzavari hűtőrendszerek keringtetik vissza a reaktorba. A radioaktív anyagok visszatartását szolgáló lokalizációs rendszer részei az alábbiak: a passzív nyomáscsökkentő rendszer (lokalizációs torony), a sprinkler rendszer, a hermetikus tér izoláló rendszere, a hidrogénkezelő rendszer. A hermetikus tér és a lokalizációs rendszer együtt egyenértékű funkcionalitású a nyugati nyomottvizes atomerőművekben alkalmazott, részben eltérő kialakítású konténmenttel. A funkcionalitás és a működőképesség megfelelőségét egy, a korábbi években nagyléptékű kísérleti berendezésen, nemzetközi összefogással végrehajtott vizsgálatsorozat megnyugtatóan igazolta. A passzív nyomáscsökkentő rendszer A konténment nyomáscsökkentő rendszerének passzív részegységeit a lokalizációs torony foglalja magába. A főkeringtető vezeték törésekor keletkezett gőz a hermetikus tér levegőjével együtt az ábrán látható átömlő folyosón keresztül átáramlik a lokalizációs toronyba. Az itt található passzív lokalizációs rendszer feladata a gőz nyomásának csökkentése kondenzálással. A lokalizációs torony két fő részből áll, a buborékoltató kondenzátorból és a légcsapdákból (ld. a 8, 9, és 10 tételeket az ábrán, illetve az ábra jobb oldalát). A gőz a buborékoltató kondenzátor egymás felett tizenkét szinten elhelyezkedő tálcáiban lévő vízrétegen átbuborékolva lekondenzál. A tálcák normál állapotban bórsavoldattal vannak feltöltve. A kondenzáció után felszabaduló levegő a tálcák vízszint fölötti köpenytereibe kerül. E terekből végül a levegő kettős visszacsapó szelepeken keresztül a légcsapdákba jut át. A nyomás kiegyenlítődésekor befejeződik a buborékoltatás. A berendezések és a falak felületén történő kondenzáció és a nyomás további csökkenése következtében a levegő a tálcákról visszanyomja a vizet, ami a lokalizációs toronyba permeteződik, és ennek hatására tovább csökken a konténment nyomása. A buborékoltató kondenzátor egyik, bóros vízzel feltöltött tálcasorát az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

29 ábra: A buborékoltató kondenzátor egyik tálcasora A sprinkler rendszer A sprinkler rendszer a konténment nyomáscsökkentő rendszerének aktív eleme. A sprinkler rendszer feladata a hermetikus tér atmoszférájába való hideg víz bepermetezése által az üzemzavar során kialakuló nyomás csökkentése, a hermetikus helyiségek légterében felhalmozódó jód lekötése, valamint az atmoszféra hűtése. A sprinkler rendszer három egymástól független részrendszerből áll, amelyek egyenként más-más helyiségben helyezkednek el. Az egyes részrendszereket úgy méretezték, hogy üzemzavar esetén a szükséges feladatokat egy is el tudja látni. A sprinkler szivattyú a szívóoldalon a kisnyomású zóna üzemzavari hűtőrendszer (leírását ld. fentebb) bórsavoldatot tartalmazó tartályához csatlakozik. A sprinkler rendszer szakaszos működésű, a konténment nyomását meghatározott értékek között tartja. A hermetikus tér izoláló rendszere A hermetikus tér izoláló rendszerének feladata a hermetikus térben radioaktív anyagok felszabadulásával járó üzemzavar során a hermetikus helyiségek és a bennük található technológiai rendszerek elszigetelése a környezettől. Az izolálhatóság érdekében a hermetikus tér falán áthaladó minden egyes csővezetéken lezáró armatúrákat építettek be a fal mindkét oldalán. Az izolálás ezen armatúrák megfelelő feltételek szerinti zárásával valósul meg. A hidrogénkezelő rendszer A hidrogénkezelő rendszer feladata üzemzavar esetén a hermetikus térbe jutó hidrogén eltávolítása. A hidrogénkezelő rendszer passzív autokatalitikus rekombinátorokból áll, amelyekben a gázkeverék a levegőben található oxigénnel újraegyesül (rekombinálódik) vízzé. A rendszer segédenergiát és kezelői beavatkozást nem igényel, automatikusan üzembe lép, amennyiben CBFJ.docx oldal / 205

30 2 térfogatszázalék hidrogén koncentrációjú keverék jut a rekombinátorba, és addig folytatja működését, amíg a koncentráció a kívánt értékre csökken. Biztonsági irányítástechnikai rendszerek Az atomerőmű technológiájának, nukleáris és gépészeti folyamatainak, berendezéseinek ellenőrzésére, biztonságos üzemvitelének biztosítására kiterjedt irányítástechnikai rendszer szolgál. A blokk valamennyi üzemállapotában az irányítástechnikai rendszer feladata a szükséges védelmi és automatikus működések, az operátori beavatkozási lehetőségek és az adott üzemállapotot jellemző információk megjelenítésének biztosítása, a kívánt biztonsági funkciók teljesülésének ellenőrzése, valamint a nem megengedett beavatkozások letiltása. A biztonsági feladatot ellátó irányítási rendszerek és eszközeik a rendszernek megfelelő kategóriájú villamos betáplálást kapnak. Az atomerőmű négy blokkján 1999 és 2002 között a biztonsági irányítástechnikai rendszer modernizációjának keretében egy teljesen új, integrált rendszert telepítettünk, amely önmagában megvalósítja az eredeti VVER-440/213-as típusú blokk számos különálló irányító rendszerének funkcióját. A reaktorvédelmi rendszer feladata a reaktor biztonságának felügyelete, a technológiai és nukleáris paraméterek megadott korlátok között tartása, szükség esetén a reaktor teljesítmény növekedésének megakadályozása, teljesítményének csökkentése, illetve a reaktor leállítása. További feladat szükség esetén az üzemzavari hűtőrendszerek automatikus indítása és működésük vezérlése. A rendszer a technológiai redundanciának megfelelően három egyforma felépítésű, önmagában is teljes értékű készletből áll. Mindhárom készlet digitális (számítógépes) jelfeldolgozást valósít meg. Az új biztonsági irányító rendszer egyik készletének központi szekrényei láthatók az ábrán ábra: A digitális biztonsági irányító rendszer szekrényei (részlet) CBFJ.docx oldal / 205

31 Az üzemzavari leállítás indítása automatikusan történik a blokk fő paramétereinek megengedett értéknél nagyobb megváltozása esetén. A reaktor védelmi rendszer lehetőséget biztosít kézi üzemzavari leállításra az üzemeltető személyzet (reaktoroperátor) részére is. Villamos biztonsági rendszerek A különféle technológiai biztonsági rendszerek különféle követelményeket támasztanak a villamos betápláló rendszerekkel szemben. Ennek megfelelően az erőműben többféle biztonsági villamosenergia ellátó rendszer létezik, többek között a váltóáramú biztonsági energiaellátó hálózat, a szünetmentes energiaellátás rendszere beleértve az akkumulátor telepeket, valamint a dízelgenerátor gépegységek. Amennyiben a hálózaton a feszültség vagy a frekvencia értéke kilép egy megengedett tűrésmezőből, a biztonsági dízelgenerátorok automatikusan elindulnak és a villamos megszakítók átkapcsolják ezekre a reaktor és a pihentető medence hűtéséhez elengedhetetlenül szükséges fogyasztókat, így a továbbiakban is biztosított az energiaellátás ezen fogyasztók számára. A technológiai rendszerek hármas redundanciájának megfelelően dízelgenerátorokból is blokkonként három található, különkülön táplálva az egyes biztonsági készleteket. További, részletesebb információ található a biztonsági villamos energiaellátó rendszerekről az és a fejezetekben Az üzembe helyezések időpontjai Az erőmű egyes blokkjai az alábbi időpontokban kapcsolódtak első alkalommal az országos villamos energia hálózatra: 1. blokk: december blokk: szeptember blokk: szeptember blokk: augusztus A pihentető medencék sajátságai A reaktorok üzemeletetése során elhasznált (kiégett) fűtőelemek tárolására a reaktorok közvetlen szomszédságában elhelyezkedő, kettős burkolattal ellátott pihentető medencék szolgálnak. A pihentető medencét szállítófolyosó köti össze a reaktort magába foglaló betonakna felső részével, az ún. átrakó medencével. A fűtőelemek átrakása idején összenyitott átrakó és pihentető medence egyesített vízteret alkot. A manipuláción kívüli időszakban a pihentető medencét fedőlapok takarják és zsilip választja el az átrakó medencétől. Ez a zsilip ilyenkor a hermetikus tér határának részét képezi. A fent leírt állapotokat az ábra szemlélteti. Az ábra baloldali részén a zsilip zárt, az átrakó medence száraz, a reaktor pedig összeszerelt állapotban van. Ez a struktúra jellemző pl. normál üzemmenet alatt. Az ábra jobboldali fele a leállított, szétszerelt reaktort mutatja üzemanyag átrakáshoz előkészítve. Ilyenkor az átrakó medencét feltöltik, a zsilipet eltávolítják, így a két medencét közös víztér tölti ki. Az ábra a nyitott, átrakási szintre feltöltött pihentető medencét, a nyitott zsilipet és az átrakó medence fölött álló üzemanyag átrakó gépet mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

32 Pihentető medence Zárt zsilip Összeszerelt reaktor Pihentető medence Nyitott zsilip Feltöltött átrakó medence Szétszerelt, nyitott reaktor ábra: A pihentető medence és az átrakó medence különböző üzemmódjai ábra: Az összenyitott pihentető és átrakó medence, felül az átrakógéppel A medencében két szinten lehet kiégett fűtőelemeket tárolni. A pihentető medence alján helyezkedik el az üzemszerű tárolást biztosító állványzat, amelyen 650 darab kiégett fűtőelem tárolóhely, valamint 56 darab hermetikus köpeny tárolását biztosító pozíció áll rendelkezésre. A hermetikus köpeny alkalmazásának célja szükség esetén a tömörtelenné vált fűtőelem-pálcát tartalmazó kiégett kazetták környezettől való elszigetelése. CBFJ.docx oldal / 205

33 Az üzemi állványok fölé emelhetőek be a tartalék tárolóállványok azokra a ritka és rövid ideig tartó esetekre, amikor a teljes zónát ki kell rakni. (Az említett időszakokon kívül a tartalék polcok tárolása a reaktorcsarnokban történik.) Az üzemi tárolóállvány felett elhelyezett tartalék állvány 350 darab tárolóhelyet tartalmaz. Az üzemi és a tartalék tárolóállványokat az ábra mutatja. Az üzemi állvány szerkezeti kialakítása és geometriai mérete biztosítja, hogy a medence mindig szubkritikus állapotban legyen (akár felbórozatlan hűtővíz esetén is) ábra: A pihentető medence üzemi és tartalék tárolóállványai A pihentető medencében tárolt fűtőelemek sérülési gyakoriságának várható értéke a közelmúltban bevezetett üzemzavar elhárítási utasítások hatására a követelményeknek megfelelő. A pihentető medence esetleges balesete esetén a radioaktív kibocsátás közvetlenül a reaktorcsarnokba, majd innen a környezetbe történne. Ezért a kibocsátás az erőműből számottevő lehetne, bár annak környezeti következményei a pihentetési időszak figyelembevételével kisebbek, mint a reaktor környezeti kibocsátással járó, tervezési alapon túli, súlyos baleseteinél A külső villamoshálózati kapcsolatok A termelt villamos energia 400, illetve 120 kv-os feszültségszinten kerül kiadásra az országos hálózati rendszerbe. Az egy reaktorblokkhoz tartozó két főtranszformátor 400 kv-os blokkvezetéken keresztül csatlakozik az országos alaphálózat részét képező 400 kv-os alállomáshoz (ld ábra). Ennek megbízhatósága az erőmű üzembiztonságának fontos eleme. Ugyanis a főtranszformátorok primer oldaláról vannak ellátva a blokkok háziüzemi transzformátorai is, így a 400 kv-os hálózat felől biztosítható az erőmű háziüzemének energiával való ellátása (például a blokkok indítása során) ha az alállomás rendben üzemel. CBFJ.docx oldal / 205

34 ábra: A 400 kv-os alállomás A 400 kv-os rendszer két booster transzformátoron keresztül táplálja a kettős gyűjtősínes 120 kv-os alállomást. Ez amellett, hogy a termelt energiát az országos főelosztó hálózat felé továbbítja, az erőmű tartalék indító transzformátoraihoz is kapcsolódik, biztosítva ezzel az erőmű energiaellátását 120 kv-os szinten is az országos hálózat felől. A két booster transzformátor közöttük a tűzvédő fallal az ábrán látható ábra: A booster transzformátorok CBFJ.docx oldal / 205

35 ábra: A 400kV-os külső csatlakozások sémája 400 kv egyrendszerű távvezeték 400 kv kétrendszerű távvezeték 220 kv egyrendszerű távvezeték 750 kv távvezeték 400 kv tervezett / épülő távvezeték 220 kv-on üzemelő 400 kv-os távvezeték 220 kv kétrendszerű távvezeték ábra: A magyar országos villamos alaphálózat 120 kv távvezeték CBFJ.docx oldal / 205

36 A paksi alállomások az országos alaphálózathoz (400 kv) öt különböző irányú távvezetéken, míg az országos főelosztó hálózathoz (120 kv) a booster transzformátorokon és hét távvezetéken keresztül kapcsolódnak. Ez a villamos kapcsolati rendszer kellő biztonságot ad azokra az esetekre, ha az egyes távvezetékeken üzemzavar következne be. A villamos energia kiadás útvonalát az ábra, míg az országos alaphálózat térképét az ábra mutatja A biztonság és a felülvizsgálat szempontjából releváns különbségek a blokkok között 1. Dízel gépegységek közötti különbség A telepített dízel gépegységek különböző típusúak az I. és a II. kiépítésen. Az ábra mutatja külön-külön a két kiépítés egy-egy dízel gépegységét ábra: Az I. és II. kiépítés dízelgenerátorai Az I. kiépítés dízelgenerátorainak épületébe blokkonként 3 darab 15D100 típusú, 10 ikerhengeres, kétütemű, szovjet (ukrán) gyártású dízelgenerátor került telepítésre, amelyek névleges teljesítménye egyenként 1,6 MW, de 10 órán át 1,8 MW-ig is terhelhetőek. A gépegységek névleges fordulatszáma 750/perc, felfutási ideje t 15 másodperc. A II. kiépítés dízelgenerátorainak épületébe blokkonként 3 darab GANZ-SEMT PIELSTIK típusú, 18 hengeres, négyütemű, négyszelepes, 2,1 MW névleges teljesítményű magyar gyártású dízelgenerátor került telepítésre. A gépegységek névleges fordulatszáma 1500/perc, felfutási ideje t 15 másodperc. 2. A súlyosbaleset-kezelési átalakítások státusza A tervezési alapon túli, kis valószínűségű, de a reaktorzóna súlyos sérüléséhez vezető ún. súlyos balesetek következményeinek csökkentésére átfogó elemzési, majd átalakítási program indult még 2008-ban. A munka eredményeként a súlyosbaleset-kezelési intézkedések bevezetéséhez szükséges számos technológiai átalakítás már megvalósult a paksi atomerőműben, de a CBF jelentés benyújtási időpontjában a különböző blokkokon eltérő mértékben. Az egyes intézkedések blokkonkénti helyzetét az táblázat mutatja be. (Tárgyi jelentésünk 2.4 és 2.5 fejezetei alapvetően az 1. blokkra érvényes megvalósulási állapot figyelembevételével készültek.) CBFJ.docx oldal / 205

37 táblázat: A súlyosbaleset-kezeléshez kapcsolódó átalakítások státusza, illetve a megvalósítás tervezett időpontja Intézkedés 1. blokk 2. blokk 3. blokk 4. blokk Reaktor akna elárasztás rendszerének kiépítése Autonóm energiaellátás kiépítése kijelölt fogyasztókhoz Passzív hidrogén rekombinátorok telepítése Pihentető medence hűtőkörének megerősítése hűtőközeg vesztés ellen Súlyos-baleseti mérőrendszer telepítése Súlyosbaleset-kezelési útmutatók alkalmazásba vétele Megvalósult 2012 főjavítás 2013 főjavítás 2014 főjavítás Megvalósult Megvalósult Megvalósult Megvalósult Megvalósult Megvalósult Megvalósult Megvalósult 2011 nov-dec 2012 nov-dec 2013 feb-már 2012 jan-feb Megvalósult 2012 jún-aug 2013 sze-okt 2013 máj-jún dec dec dec dec A II. kiépítés sótalanvíz tároló tartályainak elhelyezkedése A sótalanvíz (ioncserélt víz) készlet biztosítása és megóvása céljából kiemelt szerepe van a sótalanvíz tároló tartályok (kiépítésenként három darab 900 m 3 -es tartály) funkciómegtartó képességének. A II. kiépítés három tartályát az egészségügyi és laborépület közvetlen közelében helyezték el (ld ábra). A jelentős ellenálló képességgel bíró vasbeton szerkezetű épület formálisan nincs minősítve biztonsági földrengésre (SSE), míg az I. kiépítés ugyanilyen tartályainak közelében álló főépület fala igen ábra: A II. kiépítés sótalanvíz tartályai az egészségügyi és laborépület fala mellett CBFJ.docx oldal / 205

38 4. A biztonsági hűtővíz rendszer helyreállítása leürülést követően A biztonsági hűtővíz rendszer helyreállítása során a leürült rendszerben a szivattyú normál módon nem indítható a folyadékütés kockázata miatt. Az I. kiépítésen ez a probléma elkerülhető, mert egy beépített elzáró szerelvénnyel be lehet fojtani a biztonsági hűtővíz szivattyúk nyomóoldalát, így a rendszert a saját szivattyúk is fel tudják tölteni vízütés nélkül. A II. kiépítésen a biztonsági hűtővíz szivattyúk után nincs motoros armatúra, ezért itt csak idegen rendszerről való feltöltést követően lehet a szivattyúkat indítani. Az idegen rendszerről való feltöltés a II. kiépítésen a megvalósított csőkapcsolások és átkötések jellege miatt összetettebb, hosszabb időt igényel, de megvalósítható. A BHV rendszerek leürülését a beépített visszacsapó szelepek mindkét kiépítésen megakadályozzák. Baleseti helyzetben a leürülés legvalószínűbb oka a rendszer sérülése, ezért a visszatöltést megelőzően a sérülés kijavításáról is gondoskodni kell. Mivel ennek időigénye bizonyosan nagyobb, mint a rendszer feltöltéséhez szükséges idő, ezért a II. kiépítésen fent leírt különbözőség nem lesz meghatározó tényező a helyreállítás során. 5. Tűzivíz betáplálása a biztonsági hűtővíz rendszerbe Az I. kiépítésen átkötés áll rendelkezésre tűzivíz betáplálásra a technológiai hűtővízrendszeren keresztül a biztonsági hűtővíz rendszerbe. Ehhez csak szakaszoló armatúrákat kell nyitni a rendszerek között. A II. kiépítésen ez a direkt lehetőség nem áll fenn, a rendszerek közötti áttáplálás csak további lépéseken keresztül valósítható meg. (A különbség felszámolása érdekében a alfejezetben javító intézkedést fogalmaztunk meg.) 1.2 A telephelyen lehetséges természeti eredetű veszélyforrások Az atomerőmű telephelyén lehetséges természeti eredetű veszélyforrások vizsgálatát korábban több alkalommal elvégeztük. A jelen felülvizsgálat elsősorban annak vizsgálatára irányult, hogy a lehetséges természeti eredetű veszélyforrások hatására a követelményekben szereplő kulcsesemények bekövetkezhetnek-e. A CBF részeként vizsgáltuk a telephely földrengés-veszélyeztetettségét, a telephelyen lehetséges egyéb természeti eredetű veszélyforrások között a Duna áradása, illetve alacsony vízszintje miatti hatásokat, valamint a telephelyen jellemző időjárási hatásokat. Mindegyik természeti eredetű veszélyforrásra meghatároztuk a terhelési jellemzőket a tervezési alapon belül, valamint a tervezési alapon túlmutató esetekre. A Nukleáris Biztonsági Szabályzatokban meghatározott követelmények szerint a természeti eredetű veszélyforrások esetében a tervezési alap részeként a /év vagy annál nagyobb visszatérési gyakoriságú eseményeket kell figyelembe venni. Így az ennél ritkábban bekövetkező természeti hatások kiszűrhetőek a tervezési alapból, de az általuk okozott kockázat mértékét meg kell határozni. A jelen felülvizsgálat céljaihoz igazodva ez az értékelés most nem terjed ki az emberi tevékenységből származó külső veszélyforrások felülvizsgálatára, az korábban az utolsó időszakos biztonsági felülvizsgálat keretében teljes körűen megtörtént Földrengés Az atomerőmű telephelyének kijelölése a hatvanas évekre jellemző ipartelepítési gyakorlatot követte, mindenekelőtt a létesítmény építésének és üzemeltetésének műszaki-gazdasági CBFJ.docx oldal / 205

39 feltételei, szociális és politikai szempontok játszottak szerepet. A műszaki tervezés a hetvenes évek elején kezdődött, amelyhez az akkori szovjet gyakorlatnak megfelelően kellett vizsgálni és minősíteni a telephelyre jellemző földtani, szeizmológiai viszonyokat. A telephely szeizmicitását a történelmi és műszeres földrengés rekordok alapján meghatározott, az MSK-64 skálán vett makroszeizmikus intenzitással jellemezték, amelyet akkor 5 fokra értékeltek. A tervezési alapba tartozó úgynevezett maximális mértezési földrengés intenzitását ennél egy intenzitásfokkal magasabbra vették, s ehhez rendelték a szabvány szerinti gyorsulás-értéket, ami 0,025-0,05 g-nek felelt meg. A paksi telephely korszerű követelményeknek megfelelő, komplex földtani értékelése, a telephelyre jellemző mértékadó földrengés meghatározása 1986-ban kezdődött. A földrengésveszély értékelése és a tervezés alapját képező, mai terminológia szerinti biztonsági földrengés (korábban alkalmazott angol nyelvű terminológia szerint safe shutdown earthquake, SSE) meghatározása 1996 elején fejeződött be. A munkát az Európai Bizottság a Regional Programme for Nuclear Safety VVER Seismic Hazard Reevaluation tárgyú PHARE projekttel, a NAÜ pedig műszaki együttműködési projekttel és felülvizsgálati missziókkal támogatta. A földrengés-veszély meghatározásának megfelelő voltát már az első időszakos biztonsági felülvizsgálat ( ) során megvizsgáltuk az időközben rögzített mikroszeizmikus adatok és neotektonikai vizsgálati eredmények birtokában. Ugyanezt tettük az üzemidő-hosszabbítás környezetvédelmi engedélye meglapozása keretében ( ), majd 2007-ben a második időszakos biztonsági felülvizsgálat során, ahol az aktuális tudományos eredmények figyelembevételén túl az időközben megújított NAÜ normáknak való megfelelést is megvizsgáltuk. A paksi atomerőművet a telephely szeizmicitásának és a tervezési alap meghatározásának korábbi szabályai és gyakorlata szerint eredetileg földrengésre nem tervezték, a biztonsági rendszereket, rendszerelemeket földrengés hatásaira nem minősítették. Az 1990-es években komplex felülvizsgálati program keretében történt meg a kritikus rendszerek földrengésre való újratervezése, minősítése, illetve ahol szükséges volt, a mértékadó földrengésre való megerősítése A felülvizsgálat célja Jelen célzott biztonsági felülvizsgálat keretében megadjuk a tervezési alapba tartozó földrengés jellemzőit, a tervezés alapba tartozó biztonsági földrengést, valamint a tervezési alapon túli földrengések bekövetkezési gyakoriságait. Megvizsgáltuk, és az alábbiakban ennek alapján bemutatjuk és igazoljuk, hogy a telephelyi földrengés-veszély meghatározása megfelelő úgy módszertanilag, mint a geológiai, geofizikai, szeizmológiai megalapozottság tekintetében. Igazoljuk, hogy a tervezési alap meghatározása megfelelő, s a tervezési alap meghatározásának módja elősegíti a szakadékszél-hatás (ún. cliff-edge) elkerülését. A fenti eljárást követtük a földrengés által kiváltott, a paksi telephely adottságait tekintve releváns talajfolyósodás jelenségére, valamint a földrengés által okozott talajsüllyedésre A követelmények összefoglalása Az között a telephely földrengés-veszélyeztetettsége értékelésénél a komplex geológiai, geofizikai és szeizmológiai vizsgálatok, a földrengés-veszély értékelése és a tervezési alap meghatározása során a NAÜ előírásait [ ] követtük. CBFJ.docx oldal / 205

40 Biztonsági földrengésnek (SSE) tekintjük azt a tervezési alapba tartozó legnagyobb földrengést, amelynek hatásaira a nukleáris létesítmény teherbíró képességét, integritását, stabilitását igazolják, továbbá az aktív elemek működőképességét minősítik annak érdekében, hogy az alapvető biztonsági funkciók megvalósulása biztosított legyen. A vonatkozó szabályozás egyúttal rögzíti, hogy a biztonsági földrengést úgy kell megválasztani, hogy annak a teljes üzemidőre vonatkoztatott meghaladási valószínűsége ne legyen nagyobb, mint A szabályzat megadja azt is, hogy a tervezési alapból csak az olyan természeti hatás szűrhető ki, amelynek bekövetkezési gyakorisága a /év-nél kisebb. A két előírás azonos konfidencia szinten a paksi atomerőmű tervezett 50 éves üzemidejét figyelembe véve éppen megegyező. Jelen felülvizsgálat során a földrengés-veszély és a tervezési alapba tartozó biztonsági földrengés meghatározásánál a NAÜ egyéb útmutatóit [ ] is irányadónak tekintettük. Figyelembe vettük továbbá azt is, hogy a hazai szabályozás megköveteli a földrengésre vonatkozó valószínűségi biztonsági elemzést, amihez meg kell adni a veszélyeztetettségi görbét legalább 10-7 éves meghaladási valószínűségig. A követelmények szerint vizsgálni kell, valamint a tervezésnél figyelembe kell venni a földrengés hatására a telephelyen bekövetkező jelenségeket is, mint a talajsüllyedés, illetve a talajfolyósodás A felülvizsgálat terjedelme A felülvizsgálat kiterjedt a telephely korszerű követelményeknek megfelelő, komplex földtani értékelésére, a telephelyre jellemző mértékadó földrengés meghatározására, valamint az annál ritkább földrengésekre, illetve a földrengés által esetleg kiváltott szakadék-szél hatásokra, amikor kis változásoknak hirtelen súlyosbodó következményei lehetnek. Ilyen hatásként a hirtelen tönkremeneteleket eredményező talajfolyósodás és talajsüllyedés került értékelésre. A jelen célzott biztonsági felülvizsgálat keretében értékeltük az 1990-es évek második felében megvalósított földrengés-biztonsági intézkedések keretében kidolgozott és alkalmazott technológiai koncepciót is. Bemutatjuk, hogy a biztonsági földrengést követően az alapvető biztonsági funkciók megvalósulnak, beleértve a pihentető medence integritásának és hűtésének biztosítását is A felülvizsgálat megállapításai A biztonsági földrengés jellemzői A telephelyre érvényes földrengés-veszélyeztetettségi görbe az ábrán látható, amely tartalmazza a tervezési alapba tartozó gyakoribb, de kisebb terhelést eredményező, valamint a tervezési alapon túli ritkább, viszont jelentősebb terhelést okozó földrengések éves meghaladási valószínűségeit különböző konfidencia szinteken. A maximális szabadfelszíni vízszintes gyorsulás várható értéke 0,25 g, a maximális szabadfelszíni függőleges gyorsulásé 0,2 g a súlyozott átlag veszélyeztetettségi görbe szerint a 10-4 /év gyakorisági szintnél véve. A szabadfelszíni vízszintes gyorsulás válaszspektrum 5% csillapításnál az ábrán látható. CBFJ.docx oldal / 205

41 ábra: A földrengés veszélyeztetettségi görbe ábra: A vízszintes gyorsulás egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektruma különböző visszatérési időkre A földrengésveszély meghatározásnak megfelelősége A földrengésveszély meghatározásának megfelelőségét három szempontból értékeltük: a szeizmicitás megalapozása és módszertana, a tervezési alap meghatározása, a szakadékszél-hatások kezelése a tervezési alapban. CBFJ.docx oldal / 205

42 A szeizmicitás értékelésének megalapozása A földtani-szerkezeti modell megalkotása geológiai, geomechanikai, geofizikai, tektonikai, rétegtani, hidrogeológiai, fejlődéstörténeti, valamint szeizmológiai vizsgálatokat foglalt magába. A részletesen vizsgált terület kiterjedt a telephely 300 km sugarú környezetére. Ezt illusztrálja a vizsgálatoknál figyelembe vett három földrengés forrászóna modell egyike az ábrán. A vizsgálatokban figyelembe vett teljes forrásterületet úgy osztottuk fel zónákra, hogy egy-egy ilyen forrászónán belül homogén szeizmicitást feltételeztünk, azaz bármely pontját azonos valószínűséggel tekinthettük forráskeltő helynek. Minden zóna esetére meghatároztuk a szeizmikus aktivitás, a földrengés-gyakoriság jellemző paramétereit ábra: Egy földrengés forrás-zóna modell a földrengés epicentrumok feltűntetésével A távoli területekre vonatkozó regionális vizsgálat a régió fejlődésének megértését és az általános geodinamikai kép felvázolását szolgálta. A közvetlenül a telephelyre vonatkozó vizsgálat a geológiai fúrások mellett sekélyszeizmikus szelvényezést, georadar vizsgálatokat, és részletes geotechnikai vizsgálatokat foglalt magába. A vizsgálatok terjedelméről és eredményeiről az [ ] irodalom ad részletes képet után az értékelés alapját képező tudományos adatokat kiegészítettük az új neotektonikai, szeizmológiai tudományos eredményekkel [ ], amelyeket immáron több mint egy évtizede évente aktualizálunk a telephely tágabb környezetében kiépített mikroszeizmikus monitorozás adataival [ ], illetve geotechnikai vizsgálati eredményekkel. Az atomerőmű környezetében a szeizmikus megfigyelő hálózat elrendezését mutatja az ábra. CBFJ.docx oldal / 205

43 ábra: A szeizmikus megfigyelő hálózat és érzékelési területe az atomerőmű tágabb környezetében A tervezési alap meghatározásnak megfelelősége A tervezés alapja a 10-4 /év gyakoriságú biztonsági földrengés, amelyet a maximális vízszintes és függőleges szabadfelszíni gyorsulással és válaszspektrumokkal, valamint az erős rengés időtartamával jellemzünk. A tervezési alap meghatározása a valószínűségi földrengés-veszély elemzés eredményeként kapott veszélyeztetettségi görbe-sokaságon képzett várható érték (mean), középérték (medián) vagy valamely kvantilis veszélyeztetettségi görbe alapján történhet. A jelenlegi hazai szabályozás a medián görbén vett szabadfelszíni maximális vízszintes gyorsulás (PGA) értéket, illetve a szabadfelszíni válaszspektrumot tekinti a tervezés alapjának. A paksi atomerőmű tervezési alapját ennél valamivel konzervatívabban, a súlyozott átlag veszélyeztetettségi görbén a 10-4 /év meghaladási szinten specifikáltuk. Az ábrán az átlag, középérték és kvantilis veszélyeztetettségi görbék láthatók. A 10-4 /év meghaladási gyakoriságú földrengés egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektrumát a Pannon felszínre mint kőzetkibúvásra határoztuk meg. A szabadfelszíni válaszspektrum kiszámítása a felső laza takaró rétegek nemlineáris átvitelének figyelembevételével történt [ ] és [ ] szerint. Az ábrán a kőzetkibúvásra és a szabadfelszínre kiszámított válaszspektrumok egyaránt láthatók. A szakadékszél-hatás kezelése a tervezési alap meghatározásánál Tekintve, hogy az egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektrum alkalmazása nem biztosítana azonos mértékű tartalékot az összes frekvencia esetére, így bizonyos frekvenciákon szakadékszél hatás kialakulása lenne lehetséges. Ezért a tervezés alapját képező válaszspektrumot a fentebb bemutatott egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektrumból egy szabvány szerint meghatározott, a veszélyességi görbe meredekségét figyelembe vevő frekvenciafüggő tényezővel való felszorzással származtattuk. Ezzel biztosítjuk, hogy a szabvány szerinti tervezés minden frekvencia esetére a tönkremenetelig azonos mértékű tartalékot garantáljon és CBFJ.docx oldal / 205

44 biztosítsa, hogy a tervezési alap szerinti válaszspektrum lefedje a meghaladási valószínűség kis megváltozásával járó spektrális amplitúdó-változást A talajfolyósodás veszélyének értékelése A telephelyen a humuszos felső réteg alatt mintegy m vastag pleisztocén rétegegyüttes található, amelynek felső m-es része árvízi elöntésből származó, finomabb szerkezetű, jól osztályozott homok, az alsó része pedig homokos kavics, kavicsos, kavicsszórványos homok. A pleisztocén rétegek alatt tavi eredetű, változatos kifejlődésű felsőpannon rétegek találhatók, amelyek rendszertelenül, homokkő padok által tagoltak. E padok változóan cementálódtak, félkőzetnek tekinthetők. A telephelyen geotechnikai szempontból három főbb jellemző réteget lehet azonosítani: 1. típus: negyedkori folyóvízi/eolikus hordalék (beleértve a feltöltést is): sűrűsége 1900 kg/m 3, 2. típus: negyedkori folyóvízi homok és kavics: sűrűsége 2000 kg/m 3, 3. típus: negyedkori folyóvízi kavics: sűrűsége 2100 kg/m 3. Ezek a rétegek takarják az 500 m/s feletti nyíróhullám sebességgel, 2100 kg/m 3 sűrűséggel, 525 MPa nyírási modulussal jellemezhető Pannon réteget. A talajfolyósodás kialakulásának lehetőségét ilyen talajjellemzők alapján nem lehet kizárni. Egyszerűbb empirikus, félempirikus módszerekkel értékelve a talajfolyósodással szembeni biztonsági tényező a folyósodást eredményező pórusvíznyomás tekintetében a 10 és 20 m közötti rétegekben konzervatívan számítva csak ~1,1 értékre adódik. Ezért további vizsgálatok váltak szükségessé, amelyek két irányban, illetve módszerrel történtek: valószínűségi módszerrel, tekintettel a talaj tulajdonságainak és az elemzés más paramétereinek változékonyságára, bizonytalanságára, illetve analitikus módszerrel, lineáris és nemlineáris számítási eljárást alkalmazva a feszültség számításra. A valószínűségi módszerrel végzett vizsgálatok szerint a főépület által terhelt talajrétegekben tekintettel a talaj-épület kölcsönhatás ciklikus nyírófeszültséget módosító hatására a talajfolyósodás visszatérési ideje év, tehát a tervezés alapjában ezt a jelenséget nem kell figyelembe venni. A legújabb vizsgálatok során [ és ] részletes feszültség számítási módszert alkalmazva, a talajfolyosódást jellemző pórusvíz túlnyomás tekintetében ennél nagyobb tartalékok várhatók, mivel a nemlineáris hatás egyre jelentősebb a nagy rengések tartományában. A talajfolyósodás nem vezet a stabilitás elvesztésére, hanem az épületek süllyedését okozhatja. Más projekt keretében jelenleg folynak olyan kiegészítő vizsgálatok, amelynek célja a földrengést követő épületsüllyedés pontosabb meghatározása A felszínre kifutó permanens elmozdulás lehetősége A telephely komplex földtudományi értékelésének központi kérdése volt, hogy a telephely környezetében lévő szerkezetek aktívak voltak-e a jelen tektonikai rezsim során (2,5 millió év), azaz a telephelyen és környezetében felvett szeizmikus szelvényeken a Pannon rétegben látható számos törésvonal aktív volt-e a negyedidőszak során. A telephely körzetében, illetve a telephelyen végzett részletes geológiai, geofizikai vizsgálatok azt mutatják, hogy nincs nyilvánvaló jele a területen a negyedkori elvetődésnek, a Pannon CBFJ.docx oldal / 205

45 rétegekben meglévő törésvonalak nem hatolnak be a felső, legalább 45 ezer éves negyedkori rétegbe. Ott, ahol adatok állnak rendelkezésre, a negyedkori üledék minden esetben zavarmentes. A több mint tíz éve folyó mikroszeizmikus monitorozásból származó érdemi információ bár a viszonylag mérsékelt szeizmicitás miatt a mérési adatok száma nem nagy igazolta az atomerőmű környezetében lévő szerkezetek (mértékadó távolság kisebb, mint 10 km) aktivitásának csekély voltát. Az azonosított események alapján megállapítható, hogy a jelenkori földrengések nagyobbik része a korábban is ismert, távolabbi forrásokhoz kötődik. Figyelembe véve a mérőhálózat észlelési képességének Paks környéki fókuszáltságát, nagy biztonsággal kijelenthető, hogy a megfigyelési időszak alatt Paks 50 km-es környezetében nem volt olyan földrengés, amely szerint a korábbi feltételezéseket felül kellene vizsgálni. A közvetett adatok értékeléséből a hazai és külföldi szakértők megállapították, hogy geológiai és geomorfológiai bizonyítékok nincsenek a telephely alatt húzódó törésvonal aktivitására. Következtetésként megállapítható, hogy a paksi telephelyen és környezetében a Pannon rétegekben lévő szerkezetek igen nagy valószínűséggel nem aktívak, következésképp, igen nagy valószínűséggel nem okoznak felszínre kifutó elvetődést Földrengés-biztonsági intézkedések Az között végrehajtott felülvizsgálat, megerősítések és minősítés eredményeként a paksi atomerőmű blokkjain a biztonsági földrengés esetén biztosított a reaktor leállítása, szubkritikus állapotban tartása, lehűtése és a reaktor tartós hűtése, továbbá a radioaktív közegek visszatartása. A paksi atomerőműben megvalósított intézkedésekkel a földrengés-biztonság korszerű követelményeit teljesítjük. A minősített állapot fenntartására megfelelő belső szabályozás létezik, amelyet az átalakítások, beszerzések, rekonstrukciók során be kell tartani. Ugyanígy előírások léteznek a földrengés-biztonságot szolgáló üzemi rend fenntartása érdekében. Az időszakos biztonsági felülvizsgálatok és az üzemeltetési tapasztalatok értékelésének és visszacsatolásának rendszere a jövőben is biztosítja a megfelelő állapot fennmaradását. A földrengés-biztonsági intézkedések megvalósításakor azzal a feltételezéssel éltünk, hogy földrengéskor a blokk normál teljesítményen üzemel, a földrengésre megerősített primerköri főkeringtető vezeték törése nem következik be, és legalább 72 óráig nem áll rendelkezésre külső villamosenergia-ellátás és sótalan víz utántáplálási lehetőség. Megfelelő műszerezés és jelzőrendszer szolgál a biztonsági funkcióval nem rendelkező, földrengésre nem megerősített rendszerek automatikus leválasztására, a kezelő személyzet támogatására, a biztonságos üzemeltetés kritériumainak, illetve az erőmű állapotának vizsgálatára. Gyorsulás-szint meghaladására nincs automatikus üzemzavari reaktorleállítás. Ennek oka, hogy szándékolatlan működés vagy igen kis földrengés esetén a négy blokk egyszerre esne ki a villamosenergia-rendszerből, aminek súlyosabb biztonsági következményei lehetnének, mint annak, hogy a reaktorokat valamivel később csak valamilyen konkrét technológiai jelre vagy sérülés okán állítja le a védelem, illetve sérülés/zavar hiányában üzemben maradnak. Ugyanakkor a megerősítetlen rendszerek leválasztása, izolálása automatikusan indul, ha az alaplemezen lévő gyorsulás-érzékelő által mért jel nagyobb, mint a beállított szint. A kezelők tevékenységét speciális üzemzavar elhárítási utasítás szabályozza földrengés esetén. Az eljárás tartalmazza a földrengést követő ellenőrzések, bejárások meghatározását is. CBFJ.docx oldal / 205

46 A földrengés esetére kidolgozott reaktor leállítási, lehűtési és tartós hűtési folyamat eltekintve néhány közvetlenül e célból végzett átalakítástól ugyanazokkal az eredeti üzemi és biztonsági rendszerekkel és lényegében ugyanolyan módon valósul meg, mint minden más normál vagy üzemzavari leállítás esetén. A földrengés esetén alkalmazott hűtési technológia összes rendszereit minősítettük, illetve ahol szükséges volt, megerősítettük. A primer hűtőkör berendezéseinek földrengésállóságát megvizsgáltuk és döntő részben viszkózus rezgéscsillapítók alkalmazásával megerősítettük. Ezzel biztosítottuk, hogy a tervezési alapba tartozó földrengések következtében primerköri törések ne lépjenek fel. Az ábra egy tipikus megerősítési helyet mutat ábra: Viszkózus rezgéscsillapítóval végrehajtott megerősítés A reaktivitás-szabályozás a biztonságvédelmi és szabályozó rendszerrel és a nagynyomású zónahűtő rendszer szivattyúival az aktív zóna feletti térbe történő bór bevitellel történik a reaktor felsőblokk légtelenítőn át. A lehűtést és felbórozást a primerköri hőhordozó természetes cirkulációja mellett kell elvégezni, amikor a pótvízrendszer és a töménybór-rendszer nem áll rendelkezésre. A biztonságvédelmi rudak rázópados vizsgálata bizonyította, hogy azok a reaktorban a biztonsági földrengésre jellemzőnél lényegesen jelentősebb terhelést okozó megrázottság esetén sem veszítik el funkciójukat, ezért földrengést követően a láncreakció leállítása biztosítható. A maradványhő elvonása kezdetben a szekunder oldali gőzt az atmoszférába lefúvató berendezésekkel, vagy szükség esetén a gőzfejlesztő biztonsági szelepek nyitásával és a sótalanvíz betáplálásával, majd a későbbi, alacsonyabb hőmérsékletű fázisban a normálüzemi lehűtő rendszerrel történik. A földrengés-biztonsági program részeként értékeltük a pihentető medence integritását is. A pihentető és átrakó medencék hűtő rendszerének azon elemeit, amelyek biztosítják a hűtővíz CBFJ.docx oldal / 205

47 folyamatos keringetését, illetve a hűtőközeg-vesztés megakadályozásához szükséges rendszerelemeket első földrengés-biztonsági osztályba soroltuk és minősítettük, illetve szükség szerint megerősítettük. Végrehajtottuk mindazokat a földrengés-biztonsági intézkedéseket, amelyek megakadályozzák, illetve korlátozzák a földrengés másodlagos hatásait, a tüzek, elárasztások és más kölcsönhatások kialakulását (a generátor hidrogén és tengelyzár-olaj vészleürítésének megvalósításával, a tűzoltórendszer megerősítésével). A földrengésre nem megerősített részeken földrengés hatására esetleg kialakuló kábel- és olaj tüzek, elárasztás esetén vagy más rendkívüli helyzetekben szükség van az erőművi tűzoltóság vonuló személyzetének bevetésére is. Az ábrán látható tűzoltó laktanya épülete földrengésre nem minősített, a vasbeton szerkezetű laktanya épületben kisebb beavatkozásokkal biztosítani lehet a személyzet és a mentő felszerelések megóvását ábra: Az atomerőmű területén található tűzoltó laktanya Egy korábban végrehajtott felülvizsgálat rámutatott a nem technológiai berendezések által földrengés következtében előálló veszélyekre a reaktor- és a turbinacsarnokokban, valamint a vezénylőkben. A potenciálisan veszélyt okozó berendezések felmérése és a veszély elhárítása érdekében szükséges intézkedések megtörténtek. Ugyancsak lezajlottak egyes nem technológiai berendezések stabilitásának biztosítását szolgáló intézkedések, megerősítések. Kiemelt szigorral kell azonban kezelni a földrengés-biztonsággal összefüggő üzemi rendet, a főjavítások után a rögzítések teljes mértékű helyreállítását. Teljes körűen meg kell oldani a technológiai berendezésekre potenciálisan veszélyt jelentő nem-technológiai eszközök, berendezések rögzítését. A földrengés esetén a reaktor leállításának, lehűtésének és tartós hűtésének, valamint a pihentető medence hűtésének feltétele a biztonsági energia-ellátás, valamint a biztonsági hűtővíz rendszereinek működőképessége, rendelkezésre állása. Az ezekre vonatkozó részletes értékeléseket a és fejezetek ismertetik. CBFJ.docx oldal / 205

48 Mivel a primer hűtőköröknek a tervezési alapba tartozó földrengésre történő ellenőrzése, minősítése és szükség szerinti megerősítése megtörtént, tervezési alapon túli eseménynek kell tekinteni azt az esetet, ha a biztonsági földrengés primerköri hűtőközeg-vesztést okozna. Tekintettel arra, hogy az üzemzavari zónahűtés rendszereit a tervezési alapba tartozó biztonsági földrengésre minősítettük, a földrengést követően is megvalósíthatók a hűtőközeg-vesztés esetén szükséges alapvető biztonsági funkciók. Az érvényes üzemzavar-elhárítási utasítások alapján a kezelő személyzet a hűtőközeg vesztéses esetekre általában alkalmazott eljárást fogja követni, amely nem feltétlenül optimális az ilyen kombinált esetben Összefoglalás A paksi atomerőmű telephelye földrengés-veszélyeztetettsége a hazai követelményeknek, a nemzetközi normáknak és jó gyakorlatnak megfelelő geológiai, geofizikai, szeizmológiai és geotechnikai kutatások alapján, korszerű valószínűségi módszerrel meghatározott. A tervezési alapba tartozó biztonsági földrengés jellemzése úgyszintén megfelel a követelményeknek és az élenjáró gyakorlatnak. A telephelyet laza, vízzel telített fiatal talajréteg borítja. A telephelyi talajrétegek részletes insitu és laboratóriumi geotechnikai vizsgálata megtörtént. A telephelyet borító fiatal talajrétegek a méteres mélységben talajfolyósodásra hajlamosak. A tervezési alapba tartozó földrengés esetén a talajfolyósodással szembeni tartalék konzervatív módon számítva relatíve kicsi. A talajfolyósodás nem vezet a stabilitás elvesztésére, hanem az épületek süllyedését okozhatja. Az épület-süllyedés és a talajfolyósodás jelenségének további vizsgálata szükséges a tervezési alapot nem meghaladó esetekre és a tervezési alap esetében is a süllyedés által okozott meghibásodással szembeni tartalék meghatározása, s a meghibásodások azonosítása és azok kiküszöbölését szolgáló intézkedések megtervezése céljából. Az évekkel korábban végrehajtott felülvizsgálat, megerősítések és minősítés eredményeként a földrengésre eredetileg nem tervezett paksi atomerőmű blokkjain a tervezési alapba tartozó földrengések esetén teljesülnek az alapvető biztonsági funkciók, így biztosított a reaktor leállítása, szubkritikus állapotban tartása, lehűtése és a reaktor tartós hűtése, továbbá a radioaktív közegek visszatartása. Földrengés esetén a gyorsulás-szint meghaladására jelenleg nincs automatikus üzemzavari reaktorleállítás. A földrengés-műszerezés előkészítés alatt lévő rekonstrukciója keretében felül kell vizsgálni az automatikus reaktorleállítás kérdését. A nem megerősített részeken földrengés hatására esetleg kialakuló kábel- és olaj tüzek, elárasztás esetén vagy más rendkívüli helyzetekben szükség van az erőművi tűzoltóság vonuló személyzetének bevetésére. A földregésre eddig nem minősített vasbeton szerkezetű laktanya épületben kisebb beavatkozásokkal biztosítani kell a személyzet és a mentő felszerelések megóvását. Kiemelt szigorral kell kezelni a földrengés-biztonsággal összefüggő üzemi rendet, a főjavítások után a rögzítések teljes mértékű helyreállítását. Meg kell oldani a technológiai berendezésekre potenciálisan veszélyt jelentő nem-technológiai eszközök, berendezések rögzítését. A földrengésre történő megerősítés során nem kellett feltételezni a földrengés és a primer hűtőkörök törésének egyidejű bekövetkezését. Tekintettel arra, hogy az üzemzavari zónahűtés rendszereit a tervezési alapba tartozó biztonsági földrengésre minősítettük, ilyen esetben is megvalósíthatók a hűtőközeg-vesztés esetén szükséges alapvető biztonsági funkciók. Felül kell CBFJ.docx oldal / 205

49 vizsgálni a rendelkezésre álló állapot-orientált üzemzavar elhárítási utasításokat, hogy azok támogatják-e az optimális helyreállítást ilyen kombinált esetekben. A földrengés miatti épület-süllyedés által okozott meghibásodásokkal szembeni tartalékok pontosabb azonosítása, az esetleges meghibásodások kiküszöbölését szolgáló intézkedések meghatározása céljából tovább kell vizsgálni az épület-süllyedés és a talajfolyósodás jelenségét Árvizek A felülvizsgálat célja Az árvizekre vonatkozó felülvizsgálat célja volt bemutatni a Duna áradásával kapcsolatos, a tervezési alapba tartozó események jellemzőit, megadni a tervezési alap megválasztásának indoklását, valamint igazolni a tervezési alap megfelelőségét. Értékelni kellett, hogy a tervezési alapnál kisebb gyakoriságú áradások reálisan veszélyeztethetik-e az atomerőművet A követelmények összefoglalása A hazai Nukleáris Biztonsági Szabályzatok részletes követelményeket tartalmaznak az atomerőmű telephelyének áradásokkal szembeni védettségére vonatkozóan. Eszerint össze kell gyűjteni és meg kell vizsgálni az összes vonatkozó adatot, beleértve a meteorológiai és a hidrológiai történeti adatokat. A történeti és mért adatok birtokában, valamint a vizsgált terület legfontosabb jellemzői alapján ki kell dolgozni egy alkalmas meteorológiai és hidrológiai modellt. Az árvízveszély jellemzésére elsősorban a maximális árvízszintet és az árvíz tartósságát kell használni. Külön értékelni kell az atomerőmű tágabb környezetében elhelyezkedő vízi műtárgyak esetleges meghibásodása által jelentett veszélyeket. Meg kell vizsgálni a folyók felvízoldali vagy alvízoldali ideiglenes elzáródásának, valamint az így kialakult áradásnak a lehetőségét. Amennyiben a telephelyi tulajdonságok alapján az atomerőmű biztonságosan képes elviselni a vízszabályozó szerkezetek (gátak) jelentős mértékű meghibásodásának hatásait, akkor nincs szükség a szerkezetek további vizsgálatára A felülvizsgálat terjedelme Az árvízveszély értékelésére vonatkozó felülvizsgálat kiterjedt a történeti és a helyi vízmércék segítségével gyűjtött jellemzők statisztikai feldolgozására, a hidrológiai szimulációs elemzések alapján a lehetséges legnagyobb árvíz számítására, valamint az árvizek hatásainak vizsgálatára A felülvizsgálat megállapításai Az árvízveszély értékelésének alapját ez idáig a helyi vízmércék segítségével gyűjtött alábbi jellemzők statisztikai feldolgozása képezte: évi legnagyobb vízállások idősora, évi jégmentes nagyvízállások idősora, maximális árvízszintek a telephely szelvényében, vízállások vízhozam és tartóssági adatai. Ezek alapján a telephely környezetében a 10-4 eset/év gyakoriságú (jeges) árvíz szintje Bf 96,07 m (Balti-tenger vízszintje fölötti vízmagasság), a jégmentes árvíz szintje Bf 95,51 m. Az erőmű szelvényében az árvédelmi töltés koronaszintje Bf 96,30 m, a telephely feltöltött terepszintje szintje Bf 97,15 m, ez mind a két említett árvízszintnél magasabb, tehát árvíz CBFJ.docx oldal / 205

50 eredetű elárasztással az atomerőmű és rendszerei tervezési alapjában nem kell számolni. Az árvízből eredő veszélyeztetettség ezért egyik rendszer tervezési alapjának sem képezi részét. A biztonsági hűtővízrendszer szivattyúinak gépterében a Bf 95,12 m szintek felett különböző falátvezetések találhatók, ezek nincsenek vízzáró szigeteléssel ellátva, így a gépterek elárasztása ezt a szintet meghaladó árvíz esetén bekövetkezhet. A falátvezetésen keresztül bekerülő víz a zsompaknában gyűlik össze és a telepített zsompszivattyúval kell eltávolítani. Mivel ez a védekezés aktív beavatkozást kíván, célszerű az érintett falátvezetéseket átalakítani vízzáró kivitelűre a vízbetörési lehetőség megakadályozása céljából. Az árvízvédelmi töltések kialakítását és a Duna valós mederviszonyait elhanyagolva, a vízállás adatokból nyerhető statisztikát konzervatívan kiterjesztve a /év gyakoriságúnál ritkább, tervezésen túli esetekre a becsült vízállások meghaladhatnák a telephely feltöltési szintjét. Ismert viszont, hogy az árvízvédelmi töltés a felvízi szakaszon alacsonyabb, mint a telephely feltöltési szintje, valamint az árvízvédelmi töltés magassága az atomerőművel szemben a Duna túlpartján is alacsonyabb. Így a 10-4 eset/év gyakoriságnál ritkábban előforduló árvizek esetén a telephelytől északra lévő, valamint a túloldali alacsonyabb gátszinteken már mindenképpen számítani lehet arra, hogy a gát mögötti területeket is elönti a folyó. Mindezek alapján feltételezzük, hogy extrém árvizek a paksi telephelyhez nem juthatnak el és ezért az árvizet, mint külső veszélyforrást a tervezési alapon túli esetek vizsgálata közül is ki lehet szűrni. A telephely megközelítését biztosító közúthálózat az erőműtől nyugatra a terepszinten, vagy annál magasabban helyezkedik el, így extrém árvíz esetén is biztosítható az erőmű megközelítése közútról. A lehetséges legnagyobb jégmentes árvízszint számítása áramlási modell segítségével A fenti megfontolások igazolására megtörtént a lehetséges legnagyobb árvízszint kiszámítása az [ ]-ben bemutatott módszertan szerint, egydimenziós áramlási modell segítségével. A legkedvezőtlenebb árvízi esemény alapjául egy, a múltban kialakult legkedvezőtlenebb tartós nagyvízi helyzet, a Duna pozsonyi szelvényében 1965-ben levonult árhullám idősora szolgált. Mivel az akkor ott tapasztalt árvízhozam a helyi árvízvédelmi töltések koronaszintje alatt maradt, az alapul vett árhullám vízhozamait úgy módosítottuk, hogy az árhullám vízhozam csúcsa az árvízvédelmi töltés koronaszintjével legyen azonos szinten. Majd ezt az árhullámot megterheltük a bősi duzzasztómű lehetséges legkedvezőtlenebb (alvízi additív hullámot eredményező) módon történő tönkremenetelének lehetőségével. Itt figyelembe vettük, hogy a bősi duzzasztómű bizonyos nagy Duna-víz hozamok esetén teljesen nyitott állapotban van, (ha nem tudna teljesen nyitni, akkor a felvízi árvédelmi töltésszakasz koronaszintje felett kilépne a víz, ezzel alvízi szakaszok árhullám csúcsát lefejezve) és már az apadó árhullám során egy hirtelen zárás hatására történhet a tönkremenetel, ezzel egy újabb árhullámot generálva. A legkedvezőtlenebb árhullám hatásának további fokozására feltételezzük, hogy azzal egy időben mindhárom jelentős Duna mellékfolyó, a Vág, a Garam és az Ipoly maximális árhullámmal terheli a Dunát úgy, hogy a mellékfolyók legnagyobb vízhozama éppen a Duna tetőző vízhozama idején lép be a Dunába. A Dunának a hidrodinamikai modellezésben figyelembe vett szakaszát az ábra mutatja. CBFJ.docx oldal / 205

51 ábra: A hidrodinamikai modellezésben figyelembe vett Duna-szakasz Mindezek a konzervatív feltételezések biztosítják, hogy a számítás alapját a bekövetkezési valószínűségtől lényegében függetlenül a fizikailag elképzelhető legnagyobb vízhozamú lefolyás biztosítsa. Az egydimenziós hidrodinamikai modellnek a Duna Vámosszabadi Mohács szakaszára vonatkozó alkalmazásával kapott eredmények [ ] alapján megállapítható, hogy a mértékadónak tekinthető, lehető legkedvezőtlenebb, Pozsonynál még éppen az árvízvédelmi töltések koronaszintjén ki nem lépő, m 3 /s csúcs-vízhozamú árhullám a paksi atomerőmű környezetében az árvízvédelmi töltés koronaszintje felett tetőzne, ha az útja során nem bukna át a Budapest alatti árvédelmi töltésszakaszok koronáin, ezzel az árhullám elméleti tetőzési szintjét jelentősen, az árvízvédelmi koronaszint alá csökkentve az atomerőműnél. A fentiekben említett árhullám vízhozama és annak hatására a paksi atomerőmű környezetében kialakuló vízszint alakulása követhető az ábrán a csúcsot megelőző és követő napos időszakra. CBFJ.docx oldal / 205

52 Vízhozam, m³/s Vízszint, mbf CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Verziószám: Vízhozam a Duna pozsonyi szelvényében Vízszint a paksi atomerőmű környezetében Idő, nap ábra: Maximális árhullám vízhozam a Duna pozsonyi szelvényében és a vízszint alakulása a paksi atomerőmű környezetében Az atomerőmű számára az is előnyt jelent, hogy a Duna bal parti, az atomerőmű környezetében az átellenes oldalon lévő árvízvédelmi töltésszakasz koronaszintje Bf 95,80 m, ami alacsonyabb, mint a jobb parti árvédelmi töltésszakasz koronaszintje, ez a Duna tetőzési szintjét tovább csökkentheti. A paksi atomerőmű térségében tehát a legkedvezőtlenebb helyzetben sem kell számítani a Duna jobb parti árvédelmi töltéskorona szintjét meghaladó árvízi elöntési szintre. A bal parti árvédelmi töltések kiépítettsége is megfelel a jelenlegi előírásoknak, ezért nem várható azok olyan megemelése, ami a koronamagasságok viszonyát megfordítaná. Az árvédekezés időszakában az atomerőmű érintett szakaszán aktív beavatkozásokra, a töltéskorona magasítására amúgy is csak korlátozottan van lehetőség. A Duna vízjárása és az előrejelzési lehetőségek általában legfeljebb 4-5 napos időelőnyt tesznek lehetővé, ami limitálja a beavatkozással érintett szakasz hosszát és annak volumenét (ilyen időtávon a homokzsákokból épített nyúlgát magassága nem haladhatja meg a 0,5-0,6 métert). Ilyen áradáskor már a III. fokozatú árvízvédelmi készültség van érvényben és a védekezés irányítása, összehangolása az Országos Műszaki Irányító Törzs hatáskörébe kerül, ahol lehetséges az atomerőmű biztonságával kapcsolatos szempontok mérlegelése. A fentiekben rögzített feltételek szerint a legkedvezőtlenebb árhullám levonulása esetén a paksi atomerőmű környezetében a számított legmagasabb vízszint Bf 96,14 m. Ebben az esetben a töltéskorona szintjét az atomerőmű környezetében a jobb parton nem, míg a bal parton várhatóan 16 napig haladja meg a vízszint. A jobb oldali töltéskorona szintjét meghaladó, vagy a magasabban elhelyezkedő atomerőművi terepszintet elérő vízszint kialakulása még extrém nagyvízi terhelések esetében sem lehetséges. A fentiekben említettük, hogy a bősi duzzasztómű tönkremenetele annak nyitott állapota miatt nem lehetséges a Duna pozsonyi szelvényében feltételezett fizikailag lehetséges maximális CBFJ.docx oldal / 205

53 Vízhozam, m³/s Vízszint, mbf CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Verziószám: 1 vízhozamnál, ezért a tönkremenetel lehetséges legkedvezőtlenebb időpontjában már alacsonyabb vízhozamot kell figyelembe venni, így a tönkremenetel hatására kialakuló additív alvízi árhullám hatásra a paksi atomerőmű környezetében kialakuló 1,5 m-nél kisebb járulékos vízszintemelkedés sem okoz a korábbiakban meghatározott maximális vízszintnél magasabbat. Ez követhető az ábrán Vízhozam bősi duzzasztóműnél Vízszint a paksi atomerőmű környezetében Idő, nap ábra: Vízhozam a bősi duzzasztóműnél annak sérülését megelőzően és a vízszint alakulása a paksi atomerőmű környezetében A lehetséges legnagyobb jégtorlasz/jégdugó hatására előálló nagyvízi helyzet számításos értékelése A Duna Dunaújváros Mohács szakaszára kialakított és az [ ]-ben bemutatott egydimenziós hidrodinamikai modell segítségével meghatároztuk a paksi atomerőmű üzemi területének érintettségét egy, az atomerőmű alatt kialakuló jégtorlasz vagy jégdugó által előidézett nagy vízszintemelkedés hatására kialakuló helyzetben. A hidraulikai vizsgálat eredményeképpen megállapíthattuk, hogy a lehető legkedvezőtlenebbnek ítélt jeges nagyvízszint számított értéke az ilyen esetekre jellemző relatíve kis vízhozam miatt lényegében a balparti töltéskorona szintjét éppen csak meghaladó Bf 95,90 m. Így ez a vízszint az atomerőmű környezetében mindenképpen az árvízvédelmi mű jobbparti koronaszintje alatt marad. Korábbi tapasztalatok és jéghidraulikai vizsgálatok alapján megállapítható, hogy a kedvezőtlenül nagy szintet elérő jégborítás tartóssága, időtartama legfeljebb 2-3 nap, amelyet követően a feltorlódást okozó jégdugó/jégtorlasz összeomlik. Jeges árvízi elöntéssel a paksi atomerőmű környezetében nem kell számolni. CBFJ.docx oldal / 205

54 A magyar Duna-szakaszon a jég elleni védelmet jégtörő flotta segíti. A Dunán megvalósított jégvédekezés ezért általában biztosítja a zajló jég zavartalan továbbhaladását. Amennyiben kialakulna a jégtorlasz/jégdugó, azt alulról jégtörő hajóval vagy robbantással megbontanák. Meg kell jegyezni, hogy a bősi erőmű és víztározói visszafogják a felső (osztrák, szlovák) szakaszon keletkezett jeget, így a duzzasztómű alatt tiszta, jégmentes víz folyik le. Ezért a jégtorlasz kialakulására az atomerőmű környezetében aligha van lehetőség Összefoglalás A helyi vízmércék segítségével gyűjtött jellemzők statisztikai feldolgozása alapján megállapítottuk, hogy az atomerőmű telephelyének környezetében a /év gyakoriságú jegesárvíz szintje Bf 96,07 m, a jégmentes árvíz szintje Bf 95,51 m lehet. Mivel a telephely terepszintje mind a két említett árvíz-szintnél magasabb, árvíz eredetű elárasztással az atomerőmű és erőművet alkotó rendszerek tervezési alapjában nem kellett számolni. A lehetséges legnagyobb, a bekövetkezési gyakoriságtól független jégmentes árvízszint kiszámítását a valós mederviszonyokat és az árvízvédelmi töltések kialakítását figyelembe vevő egydimenziós áramlási modell segítségével meghatároztuk, ennek értéke Bf 96,14 m. A számítások szerint az atomerőmű alatt esetleg kialakuló jégtorlasz vagy jégdugó által előidézett nagy vízszintemelkedés hatására kialakuló helyzetben sem várható Bf 95,90 m-t meghaladó vízszint. Mindez azt jelenti, hogy a jobb oldali töltéskorona szintjét meghaladó, vagy az annál magasabban elhelyezkedő atomerőművi terepszintet elérő vízszint kialakulása még extrém nagyvízi terhelések, vagy jégtorlaszok kialakulása esetében sem lehetséges. A biztonsági hűtővízrendszer szivattyúinak gépterében a Bf 95,12 m szintek felett különböző falátvezetések találhatók. Az átvezetések nincsenek vízzáró szigeteléssel ellátva, így a gépterek elárasztása ezt a szintet meghaladó árvíz esetén bekövetkezhet. A falátvezetésen keresztül bekerülő víz a zsompaknában gyűlik össze és a telepített zsompszivattyúval kell eltávolítani. A vízbetörés elkerülése céljából az érintett néhány falátvezetést át kell alakítani vízzáró kivitelűre A Duna alacsony vízszintje A felülvizsgálat célja Az alacsony Duna vízszintre vonatkozó felülvizsgálat célja volt bemutatni az alacsony vízállással kapcsolatos, a tervezési alapba tartozó események jellemzőit, megadni a tervezési alap megválasztásának indoklását, valamint igazolni a tervezési alap megfelelőségét. Értékelni kellett, hogy a tervezési alapnál kisebb gyakoriságú események reálisan veszélyeztethetik-e az atomerőmű hűtővízellátását A követelmények összefoglalása A hazai Nukleáris Biztonsági Szabályzatok szerint frissvíz hűtés esetén a nukleáris biztonsághoz szükséges hűtővíz rendelkezésre állását forgalom, minimális vízszint, valamint azok tartóssága szempontjából értékelni kell. Valamint meg kell határozni azokat a természeti és ember által előidézett eseményeket, amelyek hosszú távú hűtéskimaradást okozhatnak, így különösen folyó elzáródása vagy eltérülése, víztározó kiürülése vagy elzáródása. CBFJ.docx oldal / 205

55 A felülvizsgálat terjedelme Az alacsony vízállás értékelésére vonatkozó felülvizsgálat kiterjedt a helyi vízmércék segítségével gyűjtött jellemzők statisztikai feldolgozására, valamint olyan, a Duna alacsony vízállása mellett fellépő járulékos hatások hidrológiai szimulációs elemzésére és a következmények értékelésére, amelyek a hűtővíz ideiglenes elvesztését okozhatják A felülvizsgálat megállapításai A hűtővízellátás biztonságának vizsgálatához, az alacsony vízállás extrémumainak meghatározásához ez idáig a helyi vízmércék segítségével gyűjtött alábbi jellemzők statisztikai feldolgozása történt meg: az évi kisvízállások idősora, az éves kisvízhozamok idősora. A statisztikai feldolgozás alapján a /év gyakoriságú kisvízszint Bf 84,65 m, a tervezési alapnál ritkább eseteket is tekintve azonban ennél alacsonyabb vízállás kialakulása sem kizárható. Az [ ]-ben összefoglalt vizsgálat szerint, figyelembe véve az éghajlat változási tendenciákat, valamint a felső szakaszok vízhasználatait befolyásoló tényezőket, az atomerőmű környezetében a feltételezhető minimális vízhozam 631 m 3 /s lehet. Ilyen extrém alacsony vízhozam mellett a vízszint a hidegvíz csatornában nem alacsonyabb, mint Bf 84,04 m. A Duna vízszintjének ingadozása azért jelent külső természeti veszélyt, mert a biztonsági hűtővízrendszer alacsony vízállás miatti kiesése még leállított reaktorok esetén sem tolerálható tartósan. A biztonsági hűtővízszivattyúk a legkisebb Duna-vízszint alatt kell, hogy legyenek annyival, hogy a vízszint még kellő ráfolyási magasságot és ezáltal kavitációmentes üzemet tegyen lehetővé számukra. A fentiek biztosítására korábban a kondenzátor hűtővíz szivattyúk járókerekét is áttervezték, kicserélték, és kísérlettel igazoltan azóta Bf 83,60 m szintig indíthatók és üzemben tarthatók, valamint a biztonság szempontjából meghatározó biztonsági hűtővízszivattyúkat meghosszabbították, szívókönyökeiket kicserélték, így azok a Bf 83,50 m szintig indíthatók és üzemben tarthatók. Az és fejezetekben említett szintek sematikus ábrázolása az ábrán látható. CBFJ.docx oldal / 205

56 No. Megnevezés Szint (Bf m) 11 Atomerőművi telephely feltöltési szintje 97,15 10 Árvízvédelmi töltéskorona a jobb parton 96,30 9 Tervezési alap szerinti jegesárvíz 96,07 8 Árvízvédelmi töltéskorona a bal parton 95,80 7 Jégtorlasz mögött várható maximális vízszint 95,90 6 Tervezési alap szerinti jégmentes árvíz 95,51 5 Tipikus tavaszi vízállás 91,00 4 Tipikus őszi vízállás 87,00 3 Számított vízszint a hidegvíz csatornában méretezési kisvízhozamkor 84,04 2 Kondenzátor hűtővízszivattyúk működéséhez minimálisan szükséges 83,60 1 Biztonsági hűtővízszivattyúk működéséhez minimálisan szükséges 83,50 (Bf m) a Balti-tenger szintje feletti magasság , Balparti gát Duna főmeder Jobbparti gát Hidegvíz csatorna Kondenzátor hűtővíz Biztonsági hűtővíz ábra A jellemző magassági szintek a paksi atomerőmű telephelyén A hűtővíz ideiglenes elvesztése a Duna alacsony vízállása mellett leginkább egyéb tényezők járulékos hatására lehetséges: a bősi vízerőmű nem üzemszerű működtetése, jégtorlasz kialakulása az atomerőmű felett, medermorfológiai hatások miatt kialakuló torlaszok. A bősi vízerőmű nem üzemszerű működtetése Áramlási modell alkalmazásával vizsgálatot végeztünk a bősi duzzasztómű nem üzemszerű működtetése esetére, a Duna tartósan szélsőségesen kisvizes ideje alatt. Az érvényes szabályok szerint a bősi duzzasztómű üzemszerű működtetése esetén 1000 m 3 /s érkező Duna vízhozam alatti vízhozamok idején a teljes érkező hozamot visszatartás nélkül kell átengedni. Nem üzemszerű működésnek azt tekintettük, amikor valamilyen rendkívüli okból a duzzasztó tározóterének teljes kiürülése esetén tartós kisvízi helyzetben a tározótér teljes feltöltődéséig részlegesen elzárják a leeresztés lehetőségét úgy, hogy valamennyi vízhozamot visszatartanak. A [ ]-ben bemutatott hidraulikai számítások alapján a 607 m 3 /s Bősre beérkező minimális vízhozamból 80 m 3 /s visszatartás felett állhat elő a paksi vízkivételre nézve kritikus szint. CBFJ.docx oldal / 205

57 A hűtővíz ideiglenes elvesztése a Dunán kialakuló jégtorlasz hatására A jégtorlaszok hatásának modellezéséhez közvetlenül a hidegvíz csatorna felett olyan (különböző magasságú) extrém jégtorlódást feltételeztünk, amely a teljes keresztszelvényt elzárja. Feltételeztük, hogy az átfolyás egy időre megszűnik, az átfolyó vízhozam nullára csökken. Ez az állapot addig áll fenn, amíg a jégdugó feletti folyószakaszon feltorlódó víz szintje eléri a jégtorlasz koronaszintjét és a víz át tud bukni a torlaszon. Ezután az alvízi szakasz vízhozama fokozatosan nő, majd eléri a kiindulási vízhozamot. Az eredmények a várakozásnak megfelelően azt mutatták, hogy ilyen extrém torlasz hatására a vízhozam a meder elzárásának következtében gyorsan csökkenni kezd, gyakorlatilag 1 óra alatt nullára esik vissza. Amikor a felvíz szintje eléri a torlasz koronáját, elindul az átbukás és a szelvény vízhozama fokozatosan nőni kezd, a vízszintek mintegy 3-4 nap alatt visszaállnak az eredeti szintre. A vízkivételre nézve kritikus szint alatti értékek tartóssága a kialakuló torlasz magasságától függően 1-3 nap lehet. A közvetlenül a hidegvíz-csatorna felett kialakuló jégdugó problémákat okozhat az erőmű hűtővízellátásában. Azonban egy ilyen eseményre nagy biztonsággal fel lehet készülni. A jégzajlás kezdete és a jégbeállás között akár nagyon hideg napnak kell eltelnie, amikor a napi középhőmérséklet -10 C alatt van. Mindennek egy extrém kis vízhozam mellett (631 m 3 /s) kell bekövetkeznie, amely vízhozamot akár több hónapnyi csapadékmentes időszaknak kell megelőznie. Ahogyan az fejezetben is említettük, a magyar Duna-szakaszon a jég elleni védelmet jégtörő flotta biztosítja, amely a többnapos felkészülési idő rendelkezésre állását figyelembe véve megelőzhetővé teszi jégdugó kialakulását. A Duna mederváltozását előidéző magaspart csuszamlások lehetősége A Duna Budapest alatti szakaszán a partfalat felépítő kőzet alapvetően lösz. Ezért lehetséges, hogy az érintett szakaszon méter magas partfalak alakuljanak ki, amelyek megfelelő körülmények esetén, viszonylag gyakran le is omolhatnak. Mintegy 65 dokumentált Duna menti csuszamlás [ ]-ben összefoglalt értékelése alapján látható, hogy az eseményt megelőző néhány hónapban rendszerint az átlagosnál több csapadék volt tapasztalható, ami felülről átáztatta a löszréteget. Ezentúl jellemző volt a Duna hosszan tartó, magas vízállása, amit apadás követett. Ez azt mutatja, hogy ilyen jelenségek nem szélsőségesen alacsony vízjárási helyzetben következnek be. A csuszamlások kialakulásában nem kizárható a földrengések szerepe, de azok általában nem közvetlen kiváltó okai a csuszamlásoknak, inkább egyfajta előkészítő szerepük van a kőzettestben létrehozott repedésrendszerek révén. Jelenleg három olyan szakasz van a Duna mellett, ahol komoly csuszamlásveszély áll fenn. Az atomerőmű közelebbi környezetében a dunaföldvári partszakasz is hajlamos csuszamlásra. Korábbi esemény kapcsán ott egy csuszamlás során kimozdult kőzettest becsült térfogata kb. 1 millió m 3 volt. Ekkor a Duna medre több száz méter hosszan deformálódott, de a paksi vízállás észlelésből az omlás vízállásokra gyakorolt hatása nem volt kimutatható. Mivel a legtöbb veszélyes szakaszt folyamatosan monitorozzák, illetve számos helyen jelenleg is partvédelmi munkák folynak, a paksi szakaszon érzékelhető vízhozam-csökkenéssel járó, mederelzáródást okozó csuszamlás esélye rendkívül csekély, szélsőséges kisvízi helyzetben gyakorlatilag kizárható. CBFJ.docx oldal / 205

58 Összefoglalás A helyi vízmércék adatainak statisztikai feldolgozása alapján a /év gyakoriságú kisvízszint Bf 84,65 m. A korábbi időszak éghajlat változási tendenciát, valamint a felső szakaszok vízhasználatait befolyásoló tényezőket figyelembe véve a feltételezhető minimális vízhozam 631 m 3 /s lehet. Ilyen extrém alacsony vízhozam mellett a vízszint a hidegvíz csatornában nem alacsonyabb, mint Bf 84,04 m. A biztonság szempontjából meghatározó biztonsági hűtővízszivattyúkat átalakították, szívókönyökeiket kicserélték, így azok Bf 83,50 m szintig indíthatók és üzemben tarthatók. A hűtővíz ideiglenes elvesztése a Duna alacsony vízállása mellett fellépő olyan járulékos események hatására lehetséges, mint a bősi vízerőmű nem üzemszerű működtetése vagy jégtorlasz kialakulása az atomerőmű felett. Azonban a Duna vízjárásával kapcsolatos előrejelzések megfelelő időt biztosítanak arra, hogy az ilyen eseményre fel lehessen készülni Időjárási hatások A felülvizsgálat célja Jelen alfejezet célja azonosítani és jellemezni azon természeti veszélyforrásokat, amelyeket az erőmű tervezési alapjában szerepeltetni szükséges. Hatósági követelmények figyelembevételével felsoroljuk az atomerőművet potenciálisan veszélyeztető külső természeti veszélyeket. Bemutatjuk a tervezési alapba tartozó, valamint az annál ritkább események terhelési jellemzői meghatározásának módszerét. A paksi térség földrajzi jellemzői alapján sorra vesszük a hatósági előírásokban szereplő időjárási hatásokkal kapcsolatos veszélyforrásokat. Külön figyelmet fordítunk annak értékelésére, hogy az egyes események jelenthetnek-e számottevő veszélyt a paksi atomerőműre A követelmények összefoglalása Az időjárási hatásokra vonatkozó vizsgálatokra a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok [ ], tartalmaznak előírásokat. A jelen fejezet alapját képező [ ] kutatási jelentésben dokumentált vizsgálatban a teljességre törekedve, a hatósági előírásokon felüli egyéb nemzetközi ajánlásokat [ , , , , ] is felhasználtunk. Az NBSZ 3. kötetében a veszélyforrásokkal kapcsolatos követelmények elsősorban arra vonatkoznak, hogy a blokk tervezése során a külső és belső veszélyeket milyen szempontok alapján kell a telephelyjellemzésnél meghatározni, illetve a tervezési alapban figyelembe venni, és hogyan kell igazolni a blokkok megfelelő védettségét az ilyen hatásokkal szemben. A tervezési alap praktikusan kezelhető, de még megfelelő biztonságot eredményező szűkítését is lehetővé teszi az előírás. Eszerint a tervezési alapba bevont, azaz feltételezett kezdeti események köréből kiszűrhetők a 10-4 /év-nél kisebb gyakorisággal ismétlődő természetes eredetű külső hatás által keltett kezdeti események. Mindazonáltal a biztonsági elemzésben a tervezési alapban szereplőnél kisebb gyakoriságú külső eseményeket is figyelembe kell venni, és a kockázatelemzést legalább 10-7 /év gyakoriságértékig el kell végezni. Az NBSZ egyértelműen rögzíti, hogy az atomerőmű tervezésénél és a nukleáris biztonság igazolásánál legalább az alábbi időjárási hatásokat kell figyelembe venni: szélsőséges szélterhelés, szélsőséges külső hőmérsékletek, szélsőséges esőzés, havazás, villámcsapás, szélsőséges hűtővíz-hőmérsékletek és jegesedés. CBFJ.docx oldal / 205

59 A felülvizsgálat terjedelme Az fejezetekben a természeti veszélyek közül már bemutattuk a földrengés, az árvíz, valamint az alacsony Duna vízszint miatti veszélyforrásokat, ebben a fejezetben pedig a meteorológiai eredetű veszélyforrásokkal foglalkozunk. A felülvizsgálat egyaránt vonatkozik a tervezési alapba tartozó gyakorisággal fellépő extrém meteorológiai hatásokra, valamint az ennél sokkal ritkább, tervezési alapban nem szereplő hatásokra. Néhány évtized gyűjtött statisztikai adatai alapján a meteorológiai jellemzőknek a becslése a tervezési alapnál ritkább esetekre már igen jelentős hibával terhelt, bizonyos jellemzők esetén akár extremális eredmények adódhatnak, amelyek irreálisak, és így az ellenük való védekezés nem feltétlenül ésszerű A felülvizsgálat megállapításai Az erőmű természeti veszélyforrásokra vonatkozó sérülékenységének megítéléséhez rendelkezni kell az adott hatásra mértékadó terhelési jellemzővel és az ahhoz rendelhető bekövetkezési valószínűséggel, illetve gyakorisággal. A szélsőséges időjárási események előfordulásának meghatározásakor alapvető probléma, hogy olyan események valószínűségét kell megbecsülni, amelyeket nagy valószínűséggel meg sem lehet figyelni, hiszen csak erősen korlátozott időtartamú adatgyűjtésből áll rendelkezésre minta, ezért az eredmény bármilyen eljárás választása esetén jelentős bizonytalanságokkal lesz terhelt. A klimatológiai alkalmazásokra vonatkozó nemzetközi gyakorlattal összhangban az extrémumok Gumbel-féle közelítésével éltünk, mivel a meteorológiai elemek általában normális, lognormális, exponenciális vagy gamma eloszlással írhatók le. A Célzott Biztonsági Felülvizsgálat időtartama alatt rendelkezésre álló legfrissebb meteorológiai adatok felhasználásával elkészült egy olyan új veszélyeztetettségi elemzés [ ], amely az Országos Meteorológiai Szolgálat Paks településen működő meteorológiai állomása közötti időszakban rögzített megfigyelési adatsorain alapul. Minden külső veszély esetében meghatározásra kerültek éves visszatérési időkig a kapott különböző konfidenciaszintű visszatérési értékek. A veszélyeztetettségi elemzés eredményeit tételesen az összes veszélyre itt nem ismertetjük, de példaként az ábrán az extrém havazásra vonatkozó veszélyeztetettségi görbéket bemutatjuk. Az elemzési eredményekből látszik a 10-4 /év gyakorisághoz 1 tartozó 50%-os konfidenciaszintű érték (107 cm), és a 10-7 /év gyakorisághoz 2 tartozó 50%-os konfidenciaszintű érték is (175 cm). A veszélyeztetettségi görbéket tanulmányozva rögzíthető volt, hogy egyik meteorológiai jellemző esetén sem feltételezhető, hogy a visszatérési időkben történő kis megváltozás a terhelési jellemzőkben drasztikus romlást, ezzel hirtelen tönkremenetelt idézne elő, így szakadékszél-hatás lehetősége e tekintetben nem merül fel. A villámcsapás mint külső esemény kezelésére az itt leírttól eltérő módszertant szükséges alkalmazni a villámlásból származó sérülékenység sajátos jellemzői és a villámcsapást jellemző számos különböző paraméter miatt éves visszatérési időhöz tartozó (1,00E+04) éves visszatérési időhöz tartozó (1,00E+07) CBFJ.docx oldal / 205

60 ábra: A szélsőséges havazás veszélyeztetettségi görbéje A fenti példát követően a paksi térség helyi időjárási jellemzői alapján értékeljük a jellemző meteorológiai veszélyforrásokat, külön figyelmet fordítva arra, hogy az egyes események jelenthetnek-e számottevő veszélyt a paksi atomerőműre. Szélsőséges szélterhelés A szélviszonyok statisztikai jellemzőinek meghatározása a paksi meteorológiai főállomáson a talaj felett 9,8 méter magasságában elhelyezett szélmérőműszer mérései alapján történik. A feldolgozások az közötti időszak óránkénti szélirány- és szélsebességmérései, valamint a napi maximális széllökések értékei alapján készültek. A szélirányokkal kapcsolatos feldolgozásban 16 szélirány szerepel. A szélirányok gyakorisági értekeinek osztályozása szélsebességi kategóriák szerint is megtörtént. A tornádó mint pusztító erejű forgószél esetében a veszélyeztetettség külön kezelése nem szükséges, hiszen a paksihoz hasonló alacsony tornádó gyakoriságú régiók jellemzője, hogy a közel vízszintes irányú szélterhelésből származó maximális terhelés meghaladja a tornádóból származó terheléseket. Az uralkodó szélirány Paks térségében ÉNY-i. A szélsebesség és szélirány együttes gyakoriságát vizsgálva rögzíthető, hogy a nagyobb sebességű (>15 m/s) szelek legnagyobb gyakorisággal északnyugatiak. A éves visszatérési időhöz tartozó maximális széllökés értéke (41,5 m/s) kisebb az épületek és szabadtéri létesítmények tervezési alapjában és szilárdsági számításokban figyelembe vett maximális méretezési szélsebességnél (48,8 m/s [ ]). Szélsőséges külső hőmérsékletek A hőmérséklet mérése és a mért adatok gyűjtése a meteorológiai állomáson rendszeres időközönként történik, amely kiterjed a napi maximumok és minimumok regisztrálására is. Az extrém hőmérséklet-értékeket a napi maximum, minimum értékek szélsőértékeinek elemzése alapján lehet meghatározni. A szélsőséges hőmérsékletértékek mellett az adott extrém érték fennállási ideje is meghatározó lehet a blokkok üzemére gyakorolt hatás szempontjából. A tervezési alapban feltételezni szükséges extrém magas hőmérséklet 45,3 C, míg a hőmérsékleti minimum -47,9 C. CBFJ.docx oldal / 205

61 Az adott hőmérsékleti maximum, illetve minimum az atomerőművi biztonsági osztályba sorolt épületek és szabadtéri technológiai berendezések tervezési alapjának képezik részét. A hőmérsékleti maximum a szellőzőrendszerek tervezési alapjának is részét képezi. Szélsőséges esőzés A mértékadó csapadék meghatározása különböző időintervallumokra vonatkozó csapadékátlagok alapján történt. A szélsőségesen intenzív csapadékkihullást egészen rövid, akár 10 perces csapadékösszegek meghatározásával is be lehet mutatni. A tervezési alapban a 24 órás extrém csapadékot, vagy a telephely víztelenítése, illetve elárasztása szempontjából mértékadó időátlagot szerepeltetjük. A külső elárasztási veszély szempontjából a rövid idő alatt lehulló csapadék a mértékadó, amelynek elvezetésére a csatornarendszernek képesnek kell lennie. A csapadékmennyiségek feldolgozása az 1951 óta Paks térségében működő csapadékmérő állomáson naponta mért adatok alapján készült. Az évi átlagos csapadékösszeg 577,5 mm körül alakul (országos átlag 600 mm). A éves visszatérési időhöz tartozó csapadékhozamértékeket a táblázat tartalmazza [ ] táblázat: Különböző időtartamok évi maximális csapadékhozamának visszatérési értékei Gumbel-eloszlás alapján (mm-ben) Visszatérési idő [év] 10 perc 20 perc 60 perc 24 óra ,0 58,4 93,3 132,0 Szélsőséges havazás A téli hónapokban hó alakjában hulló csapadékból a felszínen hosszabb időn át felhalmozódott hóréteg esetenként jelentős vízmennyiséget tárol. A hóteher a hóréteg vastagságától és sűrűségétől függ, valamint figyelembe kell venni a havazások és erős szél miatt keletkezett hófúvások hatására kialakuló hótorlaszok magasságát. A 10-4 /év gyakoriságú prognosztizált maximális hóvastagság 108 cm, az atomerőművi biztonsági osztályba sorolt épületek és szabadtéri technológiai berendezések tervezési alapjának 1,5 kpa hóterhelésből származó járulékos nyomás képezi részét, ami a friss hóra jellemző sűrűségeket figyelembe véve felülméretezést jelent. Az ónos eső, illetve a zúzmara lerakódásból származó külső veszélyek hatásánál jelentősebb nyomásterhelést jelent az erőműre a szabadtéri vezetékek kivételével a szélsőséges csapadék, illetve a szélsőséges havazás. Ezáltal az extrém nagy zúzmaraértékek és ónosesőmennyiségek a kapcsolódó külső távvezeték-hálózat zavarának képezik részét, önálló külső veszélyként a továbbiakban nem kezeljük. Villámcsapás Magyarországon négyzetkilométerenként évente átlagosan 1-3 lecsapó villámmal kell számolni. A telephely környékén a lecsapó villámok gyakoriságára 1,27 villám/km 2 1/év érték adódik, ami lényegében az országos átlaggal egyezik meg. A villámcsapás által közvetlenül előidézett nagyobb fizikai károkat, mint primer hatásokat a külső villámvédelmi rendszer hivatott kiküszöbölni, amely a felfogót, a levezetőket és a földelést foglalja magába. A villámcsapás másodlagos hatásai következtében az épületen belül, CBFJ.docx oldal / 205

62 különösen a villamos berendezésekben keletkezhetnek olyan kisülések és átütések, amelyek ezeket a berendezéseket üzemképtelenné tehetik. A belső villámvédelem az ilyen másodlagos hatásból eredő károk ellen véd. Feladata kettős: egyrészt csökkenti a másodlagos hatások következtében keletkező feszültséget, másrészt a mégis bejutott túlfeszültségeket kár okozása nélkül levezeti, ezáltal megvédi a berendezés érzékeny részeit. A villámcsapás bemutatása a többi meteorológiai elemtől eltérő módszertant igényel, mivel a villám nem jellemezhető egyetlen paraméterrel. Ezért a villámvédelmi tervezési alap nem adható meg egyetlen értékként, hanem a szabványnak való megfelelés alapján igazolható csupán. A villámcsapás az atomerőművi biztonsági osztályba sorolt épületek és szabadtéri technológiai berendezések tervezési alapjának képezi részét. A villámlásból eredő elektromágneses hatást az atomerőművi biztonsági osztályba sorolt irányítástechnikai berendezések tervezési alapjában kell figyelembe venni. Szélsőséges hűtővíz-hőmérsékletek és jegesedés A Duna vizének hőmérsékletét a telephelyhez legközelebb a paksi hajóállomásnál lévő vízmérceszelvényben rendszeresen mérik. A mérési szelvény közelsége miatt az adatok a vízkivételi helyre is érvényesek. A vízhőmérséklet egyenes arányban növekszik a léghőmérséklet, valamint a napsütés időtartamának értékével és fordított arányban áll a vízhozam nagyságával. A legmagasabb vízhőmérséklet az atomerőmű eddigi üzemeltetési időszaka alatt 26,7 C volt. A Duna-víz maximális hőmérséklete a biztonsági hűtővízrendszer és a biztonsági hűtővíz fogyasztók tervezési alapjának képezi részét. A biztonsági hűtővízrendszer méretezésénél és a hűtési hatékonyság ellenőrzésénél figyelembe vett maximális hűtővíz-hőmérséklet 33 C. Tekintettel arra, hogy környezetvédelmi okokból a paksi atomerőműből a Dunába visszavezetett hűtővíz hőcsóva hőmérsékletre 30 C-os korlát érvényes, a blokkokat jóval a fent említett tervezési érték elérése előtt le kell állítani, és le kell hűteni. A leállított és lehűtött reaktor maradványhője bár magasabb hőmérséklet-potenciálon mindenképpen elvihető akkor is, ha a Duna-víz hőmérséklete extremális mértékben akár 40 C-ig nőne, mivel a biztonságihűtővíz-fogyasztókon a maximális hőmérséklet-emelkedés ilyenkor 30 C körüli érték. Ezért szélsőségesen magas hűtővíz-hőmérséklet kialakulását, mint külső veszélyforrást a jelen felülvizsgálat keretében nem szükséges tovább vizsgálni. A Duna jegesedésének bemutatása már az és az fejezetekben kezelésre került, így jelen fejezetnek nem tárgya. Extrém környezeti hatások miatti terhelések figyelembevétele a tervezésnél Az atomerőmű rendszereinek, épületeinek tervezésekor az extrém környezeti hatások figyelembevétele nem volt teljes körű. Az itt megadott külső környezeti terhelésekre és azok esetleges kombinációira való megfelelés dokumentáltsága az egyes rendszerek esetén még nem kielégítő. A korábban végrehajtott időszakos biztonsági felülvizsgálat során már megállapítottuk, hogy egyes a földrengéshez képest kevésbé kritikus meteorológiai eredetű veszélyek esetén nem teljesen szisztematikusan dokumentált, hogy az egyes rendszerek tervezési alapjában minden üzemállapotra vonatkozóan szerepelnek a gyakoriság alapon ki nem szűrt veszélyek által okozott terhelések. Erre vonatkozóan a szükséges javító intézkedést korábban kitűztük és végrehajtását megkezdtük. CBFJ.docx oldal / 205

63 Ennek keretében rendszertechnikai értékelés segítségével tételesen meghatározzuk azoknak a rendszereknek, épületszerkezeteknek a körét, amelyek tervezési alapjában valamely külső veszélyforrás hatását szerepeltetni kell. Ezekre a kijelölt rendszerekre és épületszerkezetekre szisztematikusan rögzítjük, hogy mely biztonsági funkciót és milyen módon befolyásol az adott külső hatás. Ezt követően tételesen ellenőrizzük, hogy megfelelően dokumentált-e a tervezési alapnak való megfelelés, a dokumentáltság hiányát pótoljuk. Nem megfelelőség esetén az adott rendszert vagy az őt befoglaló építményt megerősítjük az adott környezeti terhelés figyelembevételével. Ez a munka jelenleg még folyamatban van. A villamos betáplálás és a végső hőelnyelő meteorológiai hatások elleni védettségével kapcsolatos megállapításokat a és fejezetek tartalmaznak. A különböző technológiai épületekben elhelyezett rendszerek külső hatások elleni védettségét magának az épületnek és a csatlakozó épületgépészeti (szellőző, klíma, fűtés) rendszereknek a védő hatása biztosítja. Az atomerőmű biztonságát befolyásoló rendszerek az alábbi típusú épületekben helyezkednek el: üzemi főépületek, segédépületek, vízkivételi mű, dízel gépházak, tűzivíz szivattyúházak, szellőző kémények, épületeket összekötő csőhidak, meteorológiai mérőtorony, védett vezetési pont. Mindezekre az épületekre a közelmúltban teljes körűen aktualizáltuk a szilárdsági, statikai ellenőrző számításokat a tervezési alap szerinti környezeti terhelések figyelembevételével. Ezzel igazoltuk az épületek megfelelősségét és a bennük elhelyezkedő rendszerek védettségét. Néhány esetben a számítások alapján megerősítések váltak szükségessé, azokat már végrehajtottuk vagy jelenleg hajtjuk végre Összefoglalás A telephelyen lehetséges természeti eredetű veszélyforrások között az alábbi időjárási hatások azonosíthatók: szélsőséges szélterhelés, szélsőséges külső hőmérsékletek, szélsőséges esőzés, havazás, villámcsapás, szélsőséges hűtővíz-hőmérsékletek és jegesedés. A meteorológiai hatások bemutatására a már korábbról rendelkezésre álló vizsgálatok eredményeit használtuk fel. Az időjárási hatások értékeléséhez az éghajlat-statisztikai jellemszámokat a villám kivételével úgy állítottuk elő, hogy az egyes mintasorokra a vonatkozó NAÜ útmutatók és a klimatológiai alkalmazások szerint eloszlásfüggvényt illesztettünk. Ez alapján meg lehetett határozni a tervezési alap szerinti, /év bekövetkezési gyakoriságú meteorológiai extrémumok értékeit. A villámcsapás káros hatásának értékelése a többi meteorológiai elemtől eltérő módszertant igényel, mivel a villám nem jellemezhető egyetlen paraméterrel, a CBFJ.docx oldal / 205

64 villámvédelmi tervezési alap nem adható meg egyetlen értékként, hanem a szabványnak való megfelelés alapján igazolható csupán. A tervezési alapon túli terheléseket okozó extrém meteorológiai jellemzőket a /év gyakoriságig bezárólag becsültük. Minden esetre rendelkezésre áll a megfelelő veszélyeztetettségi görbe. A szélsőséges szélterhelés, a szélsőséges külső hőmérsékletek, a szélsőséges esőzés, havazás, valamint a villámcsapás esetében a tervezési alapban figyelembe venni szükséges értékeket viszonylag nagy mértékben meghaladja az így becsült extremális jellemző, így indokolt a tervezési értéknél nagyobb terhelést adó hatások következményeit vizsgálni és az esetleges kockázati járulékot valószínűségi biztonsági elemzéssel meghatározni. Erre vonatkozóan korábban, az utolsó időszakos biztonsági felülvizsgálat keretében feladatot határoztunk el, amelynek teljesítési határideje A korábbi PSA vizsgálatok végeredményei Az atomerőművek engedélyezésének alapja (biztonsági szempontból) az erőmű működésének determinisztikus elemzése, amelyet önálló biztonsági jelentés foglal össze. A biztonság legfontosabb garanciája a mélységi védelem megfelelő kidolgozottsága, állapota. Az ábrán bemutatott mélységi védelem elve szerint az erőművi blokkok rendszereinek biztosítaniuk kell, hogy: az erőmű működése során a normál üzemi határértékek között maradjon, a normál üzemi határértékek átlépését időben észlelni lehessen, és az önfenntartó láncreakció automatikusan leálljon, az esetleges üzemzavarok során a beépített biztonsági rendszerek és a kezelési utasítások alkalmazása biztosítsák a láncreakció leállását és a fűtőelemek megfelelő hűtését, azaz a fűtőelemek ne sérüljenek meg, a megengedett mértéket meghaladó radioaktív kibocsátás ne következzen be, amennyiben az üzemzavarok során olyan körülmények lépnének fel, amelyek következtében a fűtőelemek mégis megsérülnek, akkor az így kialakuló balesetek kezelésére megfelelő kezelési utasítások biztosítsák a következmények csökkentését, azaz a nagy radioaktív kibocsátás elkerülését, ha mindez sikertelen maradna, akkor az erőmű balesetelhárítási intézkedései, összhangban az országos balesetelhárítási intézkedésekkel, biztosítsák a lakosság számottevő egészségkárosodásának megakadályozását. A normál üzemi feltételektől való eltérések és a hibás működések megelőzése A normálistól eltérő üzemi körülmények észlelésének biztosítása és annak megakadályozása, hogy a várható üzemi események tervezési üzemzavarokká váljanak A tervezési alapba tartozó üzemzavarok megtervezett módon való kezelése A tervezésin túli üzemzavari és baleseti folyamatok megállításának és a következmények enyhítésének lehetősége Radioaktív anyagok jelentős kibocsátása esetén a radiológiai következmények enyhítése ábra: A mélységi védelem elve CBFJ.docx oldal / 205

65 A radioaktív anyagok döntő része négy gáttal van elzárva a környezettől: a fűtőelem-pasztillák speciális, nagy állékonyságú keramikus anyagszerkezete, a fűtőelemek fém burkolata, a reaktortartály és a primer kör fémszerkezete, továbbá a hermetikus védőépület (konténment) fala jelenti ezeket a gátakat. A mélységi védelem megfelelőségének, valamint az erőmű biztonság szempontjából fontos valamennyi rendszerének értékelését alapvetően determinisztikus elemzési módszerek alkalmazásával, a nukleáris hatóság által előírt módon, adott esetben nagy konzervativizmusok alkalmazásával kellett elvégezni. Az elemzések eredményeinek nemzetközileg egyeztetett elfogadási kritériumoknak is meg kellett felelniük. Minden működő atomerőmű, így a paksi atomerőmű is az adott ország nukleáris biztonsági hatósága által kiadott üzemeltetési engedéllyel rendelkezik, amely szavatolja, hogy a determinisztikus elemzések szerint a mélységi védelem elve az atomerőműben megfelelően teljesül. A determinisztikus elemzések módszereit a fukusimai baleset nem kérdőjelezte meg, ezért részletes felülvizsgálatukra a jelen tevékenység keretében nem volt szükség. Tekintettel arra, hogy a determinisztikus elemzések az események előírt körére vonatkoznak, ezek fontos kiegészítője a valószínűségi biztonsági elemzés (Probabilistic Safety Assessment PSA). A PSA elemzések elvileg minden elképzelhető eseményre kiterjednek. Céljuk a fűtőelemek sérülési esélyének (1. szint), illetve a nagy radioaktív kibocsátás esélyének (2. szint) meghatározása. Azon túl, hogy a PSA eredményeknek is bizonyos hatósági elvárásokat kell kielégíteniük, nagyon hasznosak az esetleges javító intézkedések meghatározásában. Ezeknek a javító intézkedéseknek a mélységi védelem hatékonyságát azokra a rendkívül ritka helyzetekre kell kiterjeszteniük, amelyek kívül esnek a determinisztikus elemzések szabályzatok által meghatározott körén. A fukusimai események kapcsán felmerült a korábban vizsgált esetek kellő terjedelmének ellenőrzésére vonatkozó igény. Ezért célszerű értékelni az elvégzett PSA elemzések teljes körűségét. Meg kell azonban említeni, hogy a célzott biztonsági felülvizsgálat eleve olyan rendkívül valószínűtlen események és folyamatok vizsgálatát tűzte ki célul, amelyek kezelését a kis valószínűség miatt eddig sem a nemzetközi gyakorlatban, sem a paksi atomerőmű esetében nem tartották szükségesnek A valószínűségi biztonsági elemzések terjedelme A paksi atomerőműre vonatkozó PSA elemzések magukban foglalják az 1. és 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzéseket, valamint kibocsátási forrásként mind a reaktorokat, mind a pihentető medencéket. Az elemzések részletes megállapításait az [1.3-1] jelentés tartalmazza, tárgyi jelentésünkben ennek lényeges részeit foglaljuk össze. A valószínűségi biztonsági elemzések kiterjednek mind a blokkok névleges üzemére, mind a leállított állapotra. A vizsgált kezdeti események között szerepel az összes lehetséges belső technológiai jellegű esemény, a tűz, a belső elárasztás és a földrengés. A rendelkezésre álló PSA elemzések egy része blokk-specifikus, így blokkonként általában önálló elemzéssel rendelkezünk, néhány esetben azonban elegendő volt az elemzést egy kiválasztott paksi referencia blokkra elkészíteni. Az 1. szintű reaktor PSA-k a blokkok aktuális állapotára vonatkoznak, azokat évente a végrehajtott átalakításokat figyelembe véve aktualizáljuk. CBFJ.docx oldal / 205

66 Jelenleg vannak folyamatban a súlyos balesetek kezelésére vonatkozó átalakítások, ezek hatása még nem épült be a 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzésbe, így az elemzés következmény-csökkentő súlyosbaleset-kezelés nélküli állapotra vonatkozó eredményeket tartalmaz. A pihentető medence PSA-k az 1. és 2. szintre, ezen belül a kezdeti eseményeket tekintve a belső, technológiai eredetű meghibásodásokból, valamint a belső tűzből, elárasztásból adódó kockázatokra terjednek ki. Megállapítható, hogy bár az elvégzett PSA elemzések terjedelme megfelel a nemzetközi gyakorlatnak, jelenleg még nem tekinthető teljesnek, az időszakos biztonsági felülvizsgálat eredményeként az alfejezetben megszabott javító intézkedés szerint folyik a külső események PSA elemzése a földrengéstől eltérő további természeti eredetű eseményekre A felülvizsgálat és megállapításai Az elemzések céljai és eljárásai teljes összhangban vannak a hazai és a NAÜ [ és 1.3-2] dokumentumaiban szereplő ajánlásokkal. Az elemzésekhez használt módszerek és számítógépes programok a nemzetközi gyakorlatban általánosan elfogadottak Az 1. szintű reaktor PSA elemzések eredményei Összhangban a nemzetközi gyakorlattal, a hazai szabályozás is azt várja el, hogy az egyes blokkok teljes zónasérülési gyakorisága legyen kisebb, mint 10-4 /reaktorév, a nagy radioaktivitás-kibocsátás gyakoriságát pedig balesetkezelési intézkedésekkel kell elfogadható, az előbbinél legalább egy nagyságrenddel alacsonyabb szintre csökkenteni. A blokkspecifikus elemzési eredmények nem mutatnak jelentős különbségeket a blokkok között, ezért a továbbiakban példaként csak a 2. blokkra vonatkozó eredményeket foglaljuk össze, kiegészítve a 3. blokki földrengés PSA eredményeivel [1.3-3], [1.3-4]. A számítások alapján annak valószínűsége, hogy a 2. blokkon egy kampány során vagy a kampányt követő üzemanyag-átrakásra/főjavításra történő leállás alatt belső eredetű kezdeti esemény, tűz vagy belső elárasztás miatt zónasérülés következik be: 1, Ezen kockázat egyes összetevőivel kapcsolatban az alábbiakat állapíthatjuk meg: a névleges teljesítményű üzem során fellépő kezdeti események közül a belső események által kiváltott zónasérülési gyakoriság pontértéke 5, /reaktorév, amely a 2. blokki első IBF keretében végzett alapelemzéshez (1995) képest két nagyságrendet csökkent a biztonságnövelő intézkedések hatására, a belső tüzek hatásaiból adódó zónasérülési gyakoriság várható értéke: 1, /reaktorév. Ebben a helyiségek szerint a villamos épület (39,0%) és a turbinagépház (33,7%) hozzájárulása dominál, a belső elárasztások hatására bekövetkezhető zónasérülés gyakoriságának értéke: 4, /reaktorév. A hatások közül a gőz általi helyi, azaz az adott térrészre kiterjedő elárasztások dominálnak (> 90%), a főjavításra és üzemanyag-átrakásra történő leállási üzemállapotokban a belső eseményekből származó éves zónasérülési valószínűség értéke 4, , amely értéken belül domináns a zárt hermetikus térrel jellemzett üzemállapotok (44,3%), és fontos a nyitott reaktoros, alacsony reaktorvízszintű (26,6%), valamint a CBFJ.docx oldal / 205

67 nyitott hermetikus térrel, de zárt reaktorral jellemzett üzemállapotok (24,0%) szerepe, a belső tüzek esetén 2, , a belső elárasztásra vonatkozóan 2, a zónasérülési valószínűség értéke, a leállási kockázatra összességében legnagyobb mértékben az emberi beavatkozások hibái vannak hatással. A 3. blokk névleges teljesítményű üzemében fellépő földrengés kezdeti eseményekből származó zónasérülési gyakoriság várható értéke valamennyi gyorsulástartományt figyelembe véve: 4, /év. Az összes eddig vizsgált kezdeti eseményt figyelembe véve tehát a földrengés a meghatározó kockázati összetevő. A zónasérülési gyakoriság megoszlását a különböző gyorsulási tartományok között az táblázat foglalja össze. Látható, hogy a földrengés miatti maradó kockázat a földrengésre történő megerősítések hatása miatt lényegében a tervezési alapon túli terheléseket okozó földrengésekből származik táblázat: A zónasérülési gyakoriság megoszlása a gyorsulástartományok között jele Gyorsulástartomány alsó határ (g) felső határ (g) Kezdeti esemény gyakorisága (1/év) Zónasérülési gyakoriság (1/év) Hozzájárulás (%) SEIS1 0,07 0,10 2, , ,08 SEIS2 0,10 0,15 1, , ,39 SEIS3 0,15 0,22 3, , ,69 SEIS4 0,22 0,32 8, , ,14 SEIS5 0,32 0,48 2, , ,57 SEIS6 0,48 0,70 4, , ,03 SEIS7 0,70 1,00 8, , ,09 Összesen: 4, ,00 A leállási üzemállapotokban fellépő földrengés kezdeti eseményekből származó éves zónasérülési valószínűség várható értéke valamennyi leállási üzemállapotot és gyorsulási (földrengéserősségi) tartományt figyelembe véve: 4, Teljesítményüzemben és leállás alatt ugyanazon szeizmikus sérülések a fontosak a zónasérülési kockázat szempontjából, beleértve a szerkezeti elemek és a rendszerek, rendszerelemek sérülését is A 2. szintű reaktor PSA elemzések eredményei Az elemzések során a vizsgált eseményláncok a konténment különböző sérülési állapotaival mint végeseményekkel záródnak [1.3-5]. A konténmentből történő radioaktivitás-kibocsátások, azaz a forrástagok jellemzéséhez figyelembe vettük a konténment sérülésének idejét, helyét (a kibocsátási útvonalat), valamint a kibocsátást leginkább befolyásoló sprinkler rendszer rendelkezésre állását is. A kibocsátások között megkülönböztettünk a légkörbe, továbbá a föld és a talajvíz felé történő kikerülést. A légköri kibocsátások esetén 13 forrástag-kategóriát állítottunk fel a zárt, két forrástag-kategóriát pedig a nyitott reaktorból történő kibocsátásra. CBFJ.docx oldal / 205

68 Gyakoriság, 1/év Cs kibocsátás, % CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Verziószám: 1 A számítások során a domináns erőmű-sérülési állapotokat reprezentáló eseménylánconként meghatároztuk az egészségügyi hatásokra leginkább jellemző 137 Cs kibocsátás mértékét, valamint a kibocsátások valószínűségi jellemzőit. Az ezekre vonatkozó eredményeket az ábra tartalmazza, a forrástag-kategóriák jelöléseit és elnevezéseit az táblázatban foglaltuk össze. 1.E E E E E E-09 PCD IS LCFS LCLS ECLS ECL LCL I LCF ECFS SDOAR ECF SDOBR B HPVF ábra: A forrástag-kategóriák és gyakoriságuk * * az oszlopok a kategóriákra jellemző maximális és minimális relatív kibocsátást, míg a vonalak a bekövetkezési gyakoriságot és annak bizonytalansági sávját mutatják táblázat: A forrástag-kategóriák Forrástag-kategória / konténment állapot 1 Nagynyomású reaktortartály törés (HPVF/HPME) 2 By-pass (B) 3 Korai konténment törés (ECF) 4 Korai konténment szivárgás növekedés (ECL) 5 Késői konténment törés (LCF) 6 Késői konténment szivárgás növekedés (LCL) 7 Korai konténment törés sprinklerrel (ECFS) 8 Korai konténment szivárgás növekedés sprinklerrel (ECLS) 9 Késői konténment törés sprinklerrel (LCFS) 10 Késői konténment szivárgás növekedés sprinklerrel (LCLS) CBFJ.docx oldal / 205

69 Forrástag-kategória / konténment állapot 11 Intakt konténment (I) 12 Intakt konténment sprinklerrel (IS) 13 Részleges zónasérülés (PCD) 14 Nyitott konténment, átrakás előtti zónaolvadás (SDOBR) 15 Nyitott konténment, átrakás utáni zónaolvadás (SDOAR) Az ismertetett eredmények az atomerőmű súlyosbaleset-kezelési eljárásainak hatásait még nem veszik figyelembe. Az alfejezetben megadott és a 2.5. fejezetben részletesen értékelt, jelenleg megvalósítás alatt álló súlyosbaleset-kezelési átalakításokra vonatkozó koncepciót éppen olyan módon határoztuk meg, hogy az abban javasolt intézkedések a viszonylag nagyobb gyakoriságú és jelentősebb kibocsátásra vezető (SD, ECF és B) forrástag-kategóriák esetén markánsan lecsökkentsék a kibocsátás mértékét vagy a veszélyesebb kategóriák gyakoriságát A pihentető medence PSA elemzések eredményei A pihentető medencékre elvégzett 1. szintű PSA elemzések a tárolt fűtőelem sérülésének valószínűségét, annak összetevőit számszerűsítették, valamint az eredményekben rejlő bizonytalanságokat határozták meg [1.3-6]. A kezdeti események közül a belső, technológiai eredetű meghibásodásokból, valamint a belső tűzből, elárasztásból eredő kockázatokat vizsgáltuk. Az eredményeket ez esetben is a 2. blokki pihentető medence példáján mutatjuk be. A figyelembe vett üzemállapotok alapján egy blokk pihentető medencéjében tárolt fűtőelemek sérülésének egy naptári évre számított valószínűsége: 8, A kezdetiesemény-csoportok hozzájárulását vizsgálva az eredmények tanúsága szerint a fűtőelem-sérülési valószínűség értékében a kizárható helyen bekövetkezett hűtőközegvesztéssel induló folyamatok a legfontosabbak (49,1%). A tűzesemények ugyancsak jelentős kockázati hozzájárulásúak (28,8%). Nem elhanyagolható, de az előbbiekhez képest lényegesen kisebb a fontossága a hűtéskiesésnek (15,3%), valamint a nem kizárható helyen bekövetkezett hűtőközegvesztésnek (6,7%). A pihentető medence 2. szintű PSA elemzésének célja a fűtőelemek sérüléséből származó radioaktivitás-kibocsátások mértékének és gyakoriságának meghatározása és ennek alapján balesetkezelési intézkedések megfogalmazása volt. Az elemzés terjedelme azonos az 1. szintű elemzésével. A pihentető medence hűtőközegvesztéses és hűtéskimaradásos baleseti helyzeteit egyetlen forrástag-kategóriával írtuk le, azaz feltételeztük, hogy a fűtőelem-sérülés egyben nagy kibocsátást is jelent. Ennek gyakorisága a 2. blokk esetében 8, /reaktorév A PSA elemzések rendszeres aktualizálása A PSA alapelemzések elvégzése és terjedelmének fokozatos bővítése mellett évente végrehajtjuk a korábbi elemzések aktualizálását a PSA programunk keretében. Ez az 1. szintű PSA terjedelmében kiterjed a kezdeti események és bázisesemények megbízhatósági paramétereinek módosítására az erőművi tapasztalatok felhasználásával, az éves leállások során végzett átalakítások hatásainak eseménylogikai modellezésére, az értékek újraszámítására az új CBFJ.docx oldal / 205

70 tudományos eredmények, folyamatszimulációk figyelembevétele alapján, valamint a PSA dokumentáció aktualizálására. A 2002-ben befejeződött többéves biztonságnövelő program jelentősen javította az erőmű biztonságát, ennek keretében olyan átalakításokat hajtottunk végre, amelyek eredményezték: a berendezések igénybevételének csökkentését (pl. reaktortartály nyomás alatti hőütés kockázatának mérséklése), a biztonsági rendszerek megbízhatóságának növelését (villamos betáplálás, tűzbiztonság fokozása, védelmek diverzitásának biztosítása, a gőzfejlesztők kiegészítő üzemzavari tápvíz ellátó rendszerének védett helyre történő áthelyezése stb.), valamint a tranziens kezelés javítását (gőzfejlesztő kollektor törés kezelése, mesterséges feszmentesítés megszüntetése, stb.). Megállapítható, hogy az atomerőmű biztonságnövelő intézkedéseinek hatására az egyes blokkok zónasérülési gyakorisága (CDF) az elmúlt években jelentősen csökkent, ezt illusztrálja az ábra a 2. blokk példáján, a névleges teljesítményű üzem belső eseményeire ábra: A zónasérülés gyakoriságának változása között, 2. blokk Összefoglalás Az 1. szintű reaktor PSA eredményei Az elemzések jelenlegi terjedelmében az egyes blokkok számított teljes zónasérülési gyakorisága kisebb, mint a hazai szabályozásban és a nemzetközi ajánlásokban szereplő /év célérték, így a numerikus követelmény teljesül. CBFJ.docx oldal / 205