ATOMERŐMŰVEK VALÓSZÍNŰSÉGI BIZTONSÁGI ELEMZÉSE

Méret: px

Mutatás kezdődik a ... oldaltól:

Download "ATOMERŐMŰVEK VALÓSZÍNŰSÉGI BIZTONSÁGI ELEMZÉSE"

Miklós Orsós
8 évvel ezelőtt
Látták:

1 ATOMERŐMŰVEK VALÓSZÍNŰSÉGI BIZTONSÁGI ELEMZÉSE Bareith Attila június 15.

2 Terminológia Eredetileg a valószínűségi kockázatelemzés (Probabilistic Risk Assessment PRA) kifejezést vezették be az USAban Az úgynevezett számszerű kockázatelemzés (Quantitative Risk Assessment QRA) atomerőművekre alkalmazott változatáról van szó Kockázati szintek számszerűsítését és előre kitűzött célokkal / kritériumokkal történő összehasonlítását jelenti többféle olyan lehetséges következmény figyelembevételével, amellyel atomerőművek üzemeltetése kapcsán számolni kell A valószínűségi biztonsági elemzés (Probabilistic Safety Assessment PSA) kifejezés használata is elterjedt, különösen Európában 2

célokkal / kritériumokkal történő összehasonlítását jelenti többféle olyan lehetséges következmény figyelembevételével, amellyel atomerőművek

3 Tartalom Előzmények A PSA szintjei és céljai Terjedelem Az elemzés menete Hazai helyzet Fő tendenciák Ajánlott szakirodalom 3

4 Előzmények Egy műszaki rendszer strukturált megbízhatóági elemzése a II. világháború idejére nyúlik vissza (V-2 rakéta) Hibamód- és hibahatás-elemzés főként katonai célú alkalmazása az 1960-es években Első átfogó kockázatelemzés atomerőműre az amerikai nukleáris biztonsági hatóság kezdeményezésére 1975-ben: WASH-1400, The Reactor Safety Study (Rasmussen-jelentés) Az 1980-as évektől kezdődően a módszer elterjedése és továbbfejlődése figyelhető meg világszerte az üzemelő atomerőművek balesetei (Three Mile Island (1979, USA), Csernobil (1986, Szovjetunió) és Fukusima (2011, Japán) felerősítették e folyamatot A fukusimai Dai-ichi atomerőmű évi balesetét követően új követelmények és módszertani fejlesztési igények jelentek meg a PSA terén 4

nukleáris biztonsági hatóság kezdeményezésére 1975-ben: WASH-1400, The Reactor Safety Study (Rasmussen-jelentés) Az 1980-as évektől kezdődően a módszer elterjedése és továbbfejlődése

5 A PSA szintjei és céljai Első szintű elemzés (Level 1 PSA) Egy atomerőműbeli súlyos baleset kockázatának meghatározására irányul A kockázat két fő összetevője és azok kezelése következmény: súlyos baleset kialakulása (pl. reaktorzóna sérülése a hűtés tartós kiesése miatt) valószínűség: általában várható éves gyakoriság formájában fejezik ki előzőek alapján a kockázat számszerűsítése: zónasérülési gyakoriság (Core Damage Frequency (CDF)) meghatározásával nukleáris üzemanyag pihentető medencéje esetén úgynevezett fűtőelem-sérülési gyakoriságot számolnak Tipikus biztonsági cél: CDF < 10-5 /év 5

reaktorzóna sérülése a hűtés tartós kiesése miatt) valószínűség: általában várható éves gyakoriság formájában fejezik ki előzőek alapján a kockázat

6 A PSA szintjei és céljai Második szintű elemzés (Level 2 PSA) Atomerőmű súlyos balesetéből származó nagymértékű radioaktivitás-kibocsátás kockázatának számszerűsítése Az első szintű elemzés eredményeit használja bemenő adatként Az atomerőmű védőépületében (úgynevezett konténmentben) súlyos baleset azaz zónasérülés esetén lejátszódó folyamatokat vizsgálja számítógépes szimulációval Meghatározza az atomerőműből a környezetbe kibocsátott radioaktív hasadási termékek (úgynevezett forrástag) mennyiségét A nagy kibocsátás éves gyakoriságát számszerűsíti LERF nagymértékű korai kibocsátás gyakorisága (Large Early Release Frequency) LRF nagymértékű kibocsátás gyakorisága (Large Release Frequency) Tipikus biztonsági cél: LERF < 10-6 /év 6

számítógépes szimulációval Meghatározza az atomerőműből a környezetbe kibocsátott radioaktív hasadási termékek (úgynevezett forrástag) mennyiségét A nagy kibocsátás éves gyakoriságát

7 A PSA szintjei és céljai Második szintű elemzés (Level 2 PSA) 7

8 A PSA szintjei és céljai Harmadik szintű elemzés (Level 3 PSA) Az egyéni és társadalmi kockázat szintjét számítja atomerőműbeli potenciális súlyos balesetek esélyének és következményeinek figyelembevételével A második szintű elemzés eredményeit használja bemenő adatként Valószínűségi módszerekkel elemzi a nagy kibocsátásból származó hasadási termékek környezeti terjedését és dóziskövetkezményeit Többféle kockázati jellemzőt is leír, például egyéni egészségkárosodás csoportos egészségkárosodás gazdasági / tulajdont érő károk 8

bemenő adatként Valószínűségi módszerekkel elemzi a nagy kibocsátásból származó hasadási termékek környezeti terjedését és

9 A PSA szintjei és céljai 3. szintű PSA példa társadalmi kockázati kritériumokra (UK) F-N görbe 1E-02 N vagy több haláleset gyakorisága [1/év] 1E-03 1E-04 1E-05 1E-06 1E-07 1E-08 Messzemenően elviselhető tartomány További elemzés, kockázatcsökkentés ALARP-elv Nem elviselhető (nem tolerálható) tartomány Halálesetek száma (N) 9

haláleset gyakorisága [1/év] 1E-03 1E-04 1E-05 1E-06 1E-07 1E-08 Messzemenően elviselhető

10 Terjedelem A PSA a kockázati tényezőket széles körben vizsgálja és értékeli Nagymértékű kibocsátás lehetséges forrásai reaktor pihentető medence egyebek (például üzemanyag-műveletek) Erőmű üzemállapotai teljes teljesítményű üzem csökkentett teljesítményű üzem és leállási állapotok Kezdeti események belső, technológiai események belső veszélyek külső veszélyek 10

üzemanyag-műveletek) Erőmű üzemállapotai teljes teljesítményű üzem csökkentett

11 Az elemzés menete (első szintű PSA) Üzemállapotok kijelölése Kezdeti események meghatározása Folyamatelemzés, eseményfák kidolgozása Kockázatszámítás Rendszerelemzés, hibafák kidolgozása Bemenő megbízhatósági adatok összeállítása Összefüggő hibák elemzése Emberi megbízhatóság vizsgálata 11

Kockázatszámítás Rendszerelemzés, hibafák kidolgozása Bemenő

12 Az elemzés menete (első szintű PSA) Kezdeti események és gyakoriságuk Erőművi válasz modellezése (rendszerelemzés) Belső, technológiai Primerköri csőtörések spektruma Egyéb tranziensek Tápvízvesztés Gőzvesztés Többszörös üzemképtelenséget okozó hibák Villamos betáplálás kiesése Végső hőelnyelő kiesése Belső veszélyek Tűz Belső elárasztás Repülő tárgyak Külső veszélyek Szeizmotektonikai Elárasztés és egyéb hidrológiai Szélsőséges időjárás Valószínűségi sűrűségfüggvény Üzemzavari eseményláncok modellezése (folyamatelemzés) Kis LOCA (csőtörés) Reaktor leállítása Nagynyomású ZÜHR. Zóna elárasztása Kisnyomású ZÜHR Szekunder hőelvonás IE_SLOCA RS HPECCS1/3 CF2/4 LPECCS1/3 SH F&B Primerköri töltéslefúvatás Eseménylánc Következmény Valószínűség 1 0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2 0,1 0 Kockázatszámítás Zónasérülési gyakoriság eloszlásfüggvénye 0,0E+0 1,0E-5 2,0E-5 CDF [1/a] Monte Carlo szimuláció Illesztett eloszlás f várh. = 9.59E-02 f 0.05 = 9.06E-03 f 0.95 = 2.60E-01 1E-06 1E-04 1E-02 1E+00 Gyakoriság [1/év] S S CD S CD CD S CD CD ATWS 12

Elárasztés és egyéb hidrológiai Szélsőséges időjárás Valószínűségi sűrűségfüggvény Üzemzavari eseményláncok modellezése (folyamatelemzés) Kis LOCA (csőtörés) Reaktor leállítása Nagynyomású ZÜHR.

13 Hazai helyzet A Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (az Atomtörvény egyes előírásainak végrehajtására kiadott 118/2011. (VII. 11.) Korm. rendelet mellékletei) előírják első és második szintű PSA készítését a magyarországi atomerőművekre differenciált kritériumokat (kockázati határértékeket) fogalmaznak meg már üzemelő és új építésű atomerőművekre rendelkeznek a PSA felhasználásának szükségességéről biztonságot érintő döntések meghozatalában az atomerőművek különböző életciklus-szakaszaiban (tervezéstől leszerelésig) 13

(kockázati határértékeket) fogalmaznak meg már üzemelő és új építésű atomerőművekre rendelkeznek a PSA felhasználásának

14 Hazai helyzet A paksi atomerőmű üzemelő négy blokkjára a PSA széles körben rendelkezésre áll, és igazolja az elfogadási kritériumok teljesülését Új atomerőmű létesítési engedélyének egyik szükséges feltétele valószínűségi biztonsági elemzés megléte (és természetesen az ezzel kapcsolatos elfogadási kritériumok teljesítése) 14

atomerőmű létesítési engedélyének egyik szükséges feltétele valószínűségi

15 Hazai helyzet A paksi atomerőmű négy blokkjára rendelkezésre álló valószínűségi biztonsági elemzés terjedelme Reaktor Pihentető medence névleges teljesítményű üzem leállás minden tervezett üzemállapot Elemzés típusa belső események tűz belső elárasztás földrengés szélsőséges időjárás belső események tűz belső elárasztás földrengés szélsőséges időjárás belső események tűz belső elárasztás földrengés szélsőséges időjárás 1. blokk 2. blokk 3. blokk 4. blokk Elkészült Előkészítés alatt 15

belső elárasztás földrengés szélsőséges időjárás belső események tűz belső elárasztás földrengés szélsőséges időjárás

16 Fő tendenciák Az utóbbi három évtizedben a PSA fejlődése volt megfigyelhető világszerte terjedelmét tekintve részletességében Jelenlegi súlyponti elemzési területek kombinált külső eseményekből származó kockázat több-blokkos telephelyek kockázata új technológiák kockázat- és megbízhatóságelemzési módszereinek fejlesztése (például digitális irányítástechnika és műszerezés, passzív működési elvű biztonsági rendszerek) Az első és a második szintű PSA a legtöbb OECDtagországban kötelező 16

telephelyek kockázata új technológiák kockázat- és megbízhatóságelemzési módszereinek fejlesztése (például digitális

17 Fő tendenciák Példák PSA gyakorlati felhasználására Üzemelő atomerőművek visszacsatolás biztonságnöveléshez súlyosbaleset-kezelési intézkedések és útmutatók bevezetésének támogatása kockázat monitorozása üzem közben hatósági felügyeleti tevékenységben történő hasznosítás Új tervezésű atomerőművek tervezést támogató eszköz hatósági követelmények teljesülésének bemutatása 17

kockázat monitorozása üzem közben hatósági felügyeleti tevékenységben történő hasznosítás Új

18 Fő tendenciák Példa PSA gyakorlati felhasználására: kockázat monitorozása üzem közben * * RISK MONITORS The State of the Art in their Development and Use at Nuclear Power Plants, NEA/CSNI/R(2004)20 18

19 Ajánlott szakirodalom Általános módszertan PRA Procedures Guide, NUREG/CR-2300, Specific Safety Guide No. SSG-3 on Level 1 PSA, www-pub.iaea.org Specific Safety Guide No. SSG-4 on Level 2 PSA, www-pub.iaea.org Bedford, T., Cooke, R.: Probabilistic Risk Analysis: Foundations and Methods, Cambridge University Press, April 2001 Elter J., Gadó J., Holló E., Lux I. (szerk.): Atomreaktorok biztonsága, ELTE Eötvös Kiadó, ISBN , Budapest, szintű valószínűségi biztonsági elemzés, sz. útmutató, Speciális módszertanok Handbook of Data Analysis, NUREG/CR-6823, Fault Tree Handbook, NUREG-0492, Guidelines on Modelling Common Cause Failures, NUREG/CR-5485, Handbook of HRA, NUREG/CR-1278, Spurgin, A. J.: Human Reliability Assessment Theory and Practice, CRC Press, 2010 Fire PRA Methodology, EPRI , NUREG/CR-6850, Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide, EPRI , 19

): Atomreaktorok biztonsága, ELTE Eötvös Kiadó, ISBN 978-963-312-180-1, Budapest, 2013 1. szintű valószínűségi biztonsági elemzés, 3.11. sz. útmutató, www.oah.

20 Köszönöm a figyelmet! 20

Hasonló dokumentumok

A determinisztikus és a valószínűségi elemzések közös pontjainak meghatározása

A determinisztikus és a valószínűségi elemzések közös pontjainak meghatározása Lajtha Gábor, Karsa Zoltán lajtha@nubiki.hu, karsa@nubiki.hu TSO szeminárium OAH, 2017. május 31 Tartalom Háttér, előzmények