A REAKTORCSARNOKI SZELLŐZTETÉS HATÁSA SÚLYOS ATOMERŐMŰI BALESETNÉL



Hasonló dokumentumok
AZ ÁLTALÁNOS KÖRNYEZETI VESZÉLYHELYZET MEGÁLLAPÍTÁSÁNAK BIZONYTALANSÁGI TÉNYEZŐI

A SÚLYOS ERŐMŰVI BALESETEK KÖRNYEZETI KIBOCSÁTÁSÁNAK BECSLÉSE VALÓSIDEJŰ MÉRÉSEK ALAPJÁN

AZ ÁLTALÁNOS KÖRNYEZETI VESZÉLYHELYZET LÉTREJÖTTÉT BEFOLYÁSOLÓ TÉNYEZŐK VIZSGÁLATA

A reaktorcsarnoki szellıztetés hatása súlyos atomerımői balesetnél

RADIOLÓGIAI FELMÉRÉS A PAKSI ATOMERŐMŰ LESZERELÉSI TERVÉNEK AKTUALIZÁLÁSÁHOZ

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

A PAKSI ATOMERŐMŰ NEM SUGÁR- VESZÉLYES MUNKAKÖRBEN FOGLALKOZTATOTT DOLGOZÓI ÉS LÁTOGATÓI SUGÁRTERHELÉSE

Brockhauser Barbara, Deme Sándor, Hoffmann Lilla, Pázmándi Tamás, Szántó Péter MTA EK, SVL 2015/04/22

50 év a sugárvédelem szolgálatában

Radiológiai helyzet Magyarországon a Fukushima-i atomerőmű balesete után

A PAKSI ATOMERŐMŰ NUKLEÁRISBALESET- ELHÁRÍTÁSI RENDSZERE SUGÁRVÉDELMI SZEMPONTBÓL

RADIOLÓGIAI FELMÉRÉS A PAKSI ATOMERŐMŰ LESZERELÉSI TERVÉNEK AKTUALIZÁLÁSÁHOZ

Tokozott üzemanyag kiszárítása, hermetizálása

Magyar Tudományos Akadémia 3: MTA Energiatudományi Kutatóközpont

CSERNOBIL 20/30 ÉVE A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETELLENŐRZÉSÉBEN. Germán Endre PA Zrt. Sugárvédelmi Osztály

Pajzsmirigy dózis meghatározása baleseti helyzetben gyermekek és felnőttek esetén

A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETI DÓZISADATAINAK ANALÍZISE

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

Mi történt a Fukushimában? A baleset lefolyása

Atomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés

A hermetikus téri levegőben kialakuló aktivitás koncentrációjának és terjedésének számítása

SUGÁRVÉDELMI HELYZET 2003-BAN

Beltéri radon mérés, egy esettanulmány alapján

15 év: 45 dia 15 ÉVES A : szám ISSN MTA KFKI Atomenergia Kutatóintézet 2

SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2014-BEN

Az általános környezeti veszélyhelyzet létrejöttét befolyásoló tényezık vizsgálata

SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2016-BAN. Dr. Bujtás Tibor

Radon és leányelemeihez kapcsolódó dóziskonverziós tényezők számítása komplex numerikus modellek és saját fejlesztésű szoftver segítségével

Jakab Dorottya, Endrődi Gáborné, Pázmándi Tamás, Zagyvai Péter Magyar Tudományos Akadémia Energiatudományi Kutatóközpont

A Bátaapáti kis és közepes aktivitású radioaktív hulladéktároló üzemeltetés előtti környezeti felmérése

A súlyos erőművi balesetek környezeti kibocsátásának becslése valósidejű mérések alapján

8. Üzemzavarok következményei

Sugárvédelmi vonatkozású fejezetek az atomerőművek biztonsága című készülő könyvben

A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETELLENŐRZŐ LABORATÓRIUMA MINTAVÉTELI ADATBÁZISÁNAK KORSZERŰSÍTÉSE

Vizsgálatok a Hermet program termohidraulikai modelljével kapcsolatban

A BM OKF Országos Iparbiztonsági Főfelügyelőség nukleárisbalesetelhárítási tevékenysége

NUKLEÁRIS LÉTESÍTMÉNYEKRE VONATKOZÓ SUGÁRVÉDELMI KÖVETELMÉNYEK KORSZERŰSÍTÉSE

VÁLTOZÁSOK A PAKSI ATOMERŐMŰ OPERATÍV DOZIMETRIAI RENDSZERÉBEN

SUGÁRVÉDELMI ÉRTÉKELÉS ÉVRE

A PAKSI ATOMERŐMŰ 3 H, 60 Co, 90 Sr ÉS 137 Cs KIBOCSÁTÁSÁNAK VIZSGÁLATA A MELEGVÍZ CSATORNA KIFOLYÓ KÖRNYEZETÉBEN

Deme Sándor MTA EK. 40. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam Hajdúszoboszló, április

Eötvös Loránd Fizikai Társulat Sugárvédelmi Szakcsoport XL. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam

Energia, kockázat, kommunikáció 7. előadás: Kommunikáció nukleáris veszélyhelyzetben

Dozimetrikus Dozimetrikus 2/42

Mi történt Fukushimában? (Sugárzási helyzet) Fehér Ákos Országos Atomenergia Hivatal

Radon leányelemek depozíciója és tisztulása a légzőrendszerből

Radonexpozíció és a kis dózisok definíciója

Sugárbiztonságot növelő műszaki megoldások a Paksi Atomerőmű Zrt. Sugárfizikai Laboratóriumában

ORSZÁGOS NUKLEÁRISBALESET-ELHÁRÍTÁSI GYAKORLAT

TESTLab KALIBRÁLÓ ÉS VIZSGÁLÓ LABORATÓRIUM AKKREDITÁLÁS

RADIOAKTÍV IZOTÓPOK KIKERÜLÉSE SÉRÜLT FŰTŐELEMEKBŐL

A püspökszilágyi RHFT lezárást követő időszakának biztonsági elemzése

Személyi felületi szennyezettség ellenőrző sugárkapu rekonstrukció a Paksi Atomerőműben

Az OSSKI által vizsgált kőzetek, ásványok és gyógyhatásúnak vélt eszközök természetes radioaktivitás-tartalma

A PAE 1-4. BLOKK HERMETIKUS TÉR SZIVÁRGÁS-KORLÁT CSÖKKENTÉS LEHETŐSÉGÉNEK VIZSGÁLATA. Az OAH-ABA-03/16-M1 kutatási jelentés rövid bemutatása

Mérések a csernobili balesetet követően a Központi Fizikai Kutató Intézetben

A környezeti kibocsátás meghatározásának új módszere az atomerımő hermetikus téri túlnyomással járó üzemzavara esetén

RADIOAKTÍV HULLADÉK; OSZTÁLYOZÁS, KEZELÉS ÉS ELHELYEZÉS. (Dr. Kanyár Béla, SE Sugárvédelmi Szolgálat)

14C és C a nukleáris létesítmények 14N(n,p)14C

A felületi radioaktívszennyezettség-mérők mérési bizonytalansága

HASADÓ ANYAGOK SZÁLLÍTÁSA A BUDAPESTI KUTATÓREAKTORNÁL SUGÁRVÉDELEM ÉS SAFEGUARDS

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

Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez

SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2007-BEN

Módszer fejlesztése forró részecskék azonosítására és lokalizálására biztosítéki részecske-analízis céljára

Eötvös Loránd Fizikai Társulat Sugárvédelmi Szakcsoport XXXVIII. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam Programja

Tolna Megyei Balassa János Kórház Sugársérült Ellátó Akció Csoport Gyakorlata

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

SZEMÉLYI DOZIMETRIA EURÓPÁBAN

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

Az Országos Képzési Jegyzékről és az Országos Képzési Jegyzék módosításának eljárásrendjéről szóló 133/2010. (IV. 22.) Korm.

Környezeti és személyi dózismérők típusvizsgálati és hitelesítési feltételeinek megteremtése az MVM PA ZRt sugárfizikai laboratóriumában

A magyarországi 106 Ru mérési eredmények értékelése

Radon-koncentráció relatív meghatározása Készítette: Papp Ildikó

Hazai környezetradiológia Fukushima után

KONFERENCIASOROZAT 2015 KONFERENCIASOROZAT Colt Hungária Kft.

Sugárvédelmi szervezet változása a Paksi Atomerőműben

RADIOAKTÍV HULLADÉKOK MINŐSÍTÉSE A PAKSI ATOMERŐMŰBEN

Az OAH nukleáris biztonsági hatósági határozatai 2012

Nemzeti Nukleáris Kutatási Program

Eigemann József Gábor. Aeroszol és gáztisztító szűrők minősítése a Paksi Atomerőmű technológiai rendszereiben

Radiojód kibocsátása a KFKI telephelyen

Kibocsátás- és környezetellenırzés a Paksi Atomerımőben. Dr. Bujtás Tibor Debrecen, Szeptember 04.

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

9. A felhagyás környezeti következményei (Az atomerőmű leszerelése)

Modellek és számítások a paksi atomerőmű környezetébe kerülő esetleges üzemzavari radionuklid kibocsátás meghatározására

XXXVIII. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam Hajdúszoboszló, április 24.

Radioaktív hulladékok kezelése az atomerőműben

A neutrontér stabilitásának ellenőrzése az MVM PA Zrt. Sugárfizikai Laboratóriumában

Telephely vizsgálati és értékelési program Közmeghallgatás - tájékoztató

Összetett hálózat számítása_1

A veszélyeztető hatások (saját település és környezete) és a veszély-elhárítási tervezés Készítette: Takács Gyula tű. szds. kirendeltség vezető

A KITERJESZTETT INES SKÁLA RADIOLÓGIAI ESEMÉNYEKRE TÖRTÉNŐ HAZAI ADAPTÁCIÓJA

PAKS NPP GENERAL OVERVIEW OF THE WWER-440 TECHNOLOGY

Atomerımővi levegıtisztító- és szellızı rendszerek

A kezdetek (az első 10 év)

Gázkészülékek levegőellátásának biztosítása a megváltozott műszaki környezetben

Magas gamma dózisteljesítmény mellett történő felületi szennyezettség mérése intelligens

TMMK Tisztújító taggyűlés - Szekszárd február 17.

Cs radioaktivitás koncentráció meghatározása növényi mintában (fekete áfonya)

Átírás:

A pályamű a SOMOS Alapítvány támogatásával készült A REAKTORCSARNOKI SZELLŐZTETÉS HATÁSA SÚLYOS ATOMERŐMŰI BALESETNÉL Deme Sándor 1, Pázmándi Tamás 1, C. Szabó István 2, Szántó Péter 1 1 MTA Energiatudományi Kutatóközpont, Budapest 2 MVM Paksi Atomerőmű Zrt. Paks 40. Sugárvédelmi Továbbképző Tanfolyam Hajdúszoboszló, 2015. április 21-23.

MIÉRT FOGLALKOZUNK A KÉRDÉSSEL? Súlyos balesetre vonatkozóan még nem készült számítás a reaktorcsarnok szellőztetésének hatásáról. MIÉRT A REAKTORCSARNOKKAL FOGLALKOZUNK? A súlyosan szennyezett hermetikus tér szivárgása döntően a reaktorcsarnok felé történik.

MILYEN ESETET VIZSGÁLUNK? A baleset zónaolvadással jár. Nincs hermetikus tér sérülés. Nincs feszültségkiesés, a szellőztető rendszerek üzemképesek. (1 db TN01 szellőztető rendszer teljesítményigénye ~100 kw)

AZ ESEMÉNYLÁNC (NUBIKI ADATOK) 0. perc. 200%-os csőtörés. A zóna üzemzavari hűtőrendszer (ZÜHR) és a sprinklerek nem működnek. 20. perc. A résaktivitás megjelenik a hermetikus térben. 31. perc. A zónaolvadás kezdete. 90. perc. Egy kisnyomású zóna üzemzavari hűtőrendszer indul.

Kikerülési hányad c A jódaktivitás a reaktorcsarnok légtérében, falán és a környezetben és ezek összege a zónakészlet hányadában 7,0E-05 6,0E-05 összesen 5,0E-05 4,0E-05 légtérben 3,0E-05 2,0E-05 1,0E-05 0,0E+00 falon környezetben 0 5 10 15 20 25 Idő (h)

SZELLŐZTETÉS A csarnokban teljes szennyezőanyag elkeveredés van. A reaktorcsarnok térfogata 160 000 m 3. Az elszívás 1 vagy 2 db, egyenként 40 000 m 3 /h szívóteljesítményű TN01 rendszerrel történik. A TN01 rendszer aeroszol és jódszűrőinek hatásfoka egyaránt 99,9%. A szellőztetés nélküli, szűretlen kibocsátás magassága 40 m, a szűrt levegő kibocsátási magassága 120 m.

Szellőztetés nélkül

Szűrőn át történő szellőztetéssel

Kikerülési hányad o A nemesgázok kikerülési hányada 0, 1 vagy 2 TN01 rendszer üzeme esetén 1,8E-02 1,6E-02 1,4E-02 1,2E-02 1,0E-02 8,0E-03 6,0E-03 4,0E-03 2,0E-03 0,0E+00 körny. 2 légtér 2 teljes 0, 1, 2 körny. 1 légtér 1 körny. 0 légtér 0 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 Idő (h)

Kikerülési hányad o A jód kikerülési hányada 0, 1 vagy 2 TN01 rendszer üzeme esetén 7,0E-05 6,0E-05 5,0E-05 teljes 0, 1, 2 környezet 2 környezet 1 4,0E-05 3,0E-05 2,0E-05 1,0E-05 0,0E+00 légtér 1 légtér 2 légtér 0 fal 0 környezet 0 fal 1 fal 2 0 5 10 15 20 25 Idő (h)

Relatív kikerülési hányad o Az aeroszol jód falra és a légtérbe kerülésének relatív hányada (0 - nincs szellőztetés) 1 fal 1/fal 0 0,1 fal 2/fal 0 0,01 légtér 2/légtér 0 légtér 1/légtér 0 0,001 0 5 10 15 20 25 Idő (h)

BÍRJA-E A SZŰRŐ A RAJTA LÉVŐ AKTIVITÁS OKOZTA HŐFEJLŐDÉST? Konzervatív feltételezésekkel (csak 1 db TN01, nincs bomlás) a hőfejlődés mintegy 360 W. Ha a légforgalom 40 000 m 3 /h, a levegő hőmérsékletének emelkedése 0,03 C.

Kiker. hányad/h x 0 A jód környezeti kikerülési hányada elszívás nélkül, valamint 1, illetve 2 darab TN01 üzeme esetén. A TN01-nél a szűrési hatásfok 99,9%. 1,0E-06 1,0E-07 0 db TN1 1,0E-08 1,0E-09 1,0E-10 1,0E-11 1,0E-12 1 db TN01 2 db TN01 1,0E-13 1,0E-14 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 Idő (h)

Relatív kikerülési hányad A jód relatív környezeti kikerülési hányada az elszívás nélkül esethez viszonyítva 1, illetve 2 darab TN01 üzeme esetén. 0,1 0,01 körny. 1/körny. 0 körny. 2/körny. 0 0,001 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 Idő (h)

Aktivitás konc. időintegrál (Bq s/m 3 ) Aktivitáskoncentráció időintegrál 1 10 15 Bq aeroszol, D Pasquill-kategória és 10 m-en 5 m/s-os szél, száraz idő 1,0E+11 1,0E+10 40 m. 1,0E+09 120 m 1,0E+08 0 0,5 1 1,5 2 2,5 3 Távolság (km)

NAÜ AJÁNLÁS AZ ÁLTALÁNOS VESZÉLYHELYZETRE A lakosságra vonatkozó általános veszélyhelyzet akkor jön létre, ha a talajfelszín szennyezettségből eredő gamma-sugárzás H*(10) dózisteljesítménye eléri az 1 msv/h értéket.

Dózisteljesítmény (Gy/h) A környezeti gamma-sugárzás dózisteljesítménye száraz és esős időben szűrt szellőztetés esetén 4,0E-05 3,0E-05 2,0E-05 1,0E-05 0,0E+00 eső összeg eső felületi térfogati száraz összeg száraz felületi 0 5 10 15 20 25 Idő (h)

Összefoglalás 1. Módszert dolgoztunk ki a reaktorcsarnoki szellőztetés hatásának számítására súlyos atomerőműi balesetnél és azzal egy mintaszámítást végeztünk egy súlyos, zónaolvadással járó baleseti helyzetre. 2. A számítások eredményeként megállapítottuk, hogy a szellőztetés révén a reaktorcsarnok légtér- és falaktivitása egy, a környezeti sugárterhelés mintegy két nagyságrenddel csökkenthető. Ezek alapján fontos feladat a szellőztetés biztosítása súlyos balesetnél! 3. A szellőztetés eredményeként a vizsgált súlyos balesetnél nem jön létre általános környezeti veszélyhelyzet.

Köszönöm a figyelmet!

TN01 baleseti szerepe 9.5.1.1. A TN01 rendszer csappantyún keresztül a TN13 rendszerrel összeköttetésben áll. A reaktorcsarnok esetleges radioaktív elszennyezése esetén a TN13 rendszer szívó légcsatornáin keresztül a csappantyú nyitásával a reaktorcsarnok jód- és aeroszol szűrt elszívása biztosított. 15.4. A TN01-TN13 átkötéssel megvalósult csarnoki szűrt szellőzés súlyos baleseti folyamatokban valószínűleg hatástalan, azt a számításokban nem lehet figyelembe venni.