A külső környezeti hatások és a paksi atomerőmű biztonsága

A külső környezeti hatások és a paksi atomerőmű biztonsága Dr. Katona Tamás János Paksi Atomerőmű Rt. katonat@npp.hu Kivonat: Az előadásban áttekintjük az atomerőmű külső eseményekkel, környezeti hatásokkal szembeni biztonságát. Áttekintjük a paksi atomerőmű biztonsága szempontjából fontos eseményeket és hatásokat. Bemutatjuk a paksi atomerőmű földrengés-biztonságának értékelését és a földrengésállóság növelését szolgáló programot, amely magában foglalta a létesítmény telepítésével, a mértékadó földrengés jellemzőinek meghatározásával kapcsolatos geológiai, geofizikai, hidrológiai, talajmechanikai kutatásokat, a létesítmény földrengésállóságának meghatározását, a szükséges megerősítések tervezését, kivitelezését, a földrengés-biztonság technológiai, üzemviteli, üzemzavar elhárítási problémáinak vizsgálatát és megoldását. Ennek az összetett programnak az a célja és az eredménye, hogy a paksi atomerőmű nukleáris biztonsága és a környezet védelme minden kétséget kizáróan biztosítsuk kis gyakoriságú (10-4 /év) földrengések esetére is. Az előadás áttekinti ezt a komplex programot, bemutatva a mértékadó földrengés meghatározását, a felülvizsgálatot és a szerkezetek, berendezések megerősítést. 1. Bevezetés A dolgozatban a paksi atomerőmű külső környezeti hatásokkal szembeni biztonságával, konkrétan a földrengés-veszély és a földrengésbiztonság kérdésével foglalkozunk. A nukleáris biztonság e speciális területe iránti érdeklődést egyfelől az iparág helyzetében bekövetkezett általános változások, másfelől pedig a természeti katasztrófák és azok következményei iránti felfokozott érdeklődés és figyelem indokolja. A nukleáris energetika problémáiról, az atomerőművek biztonságáról helyénvaló és aktuális beszélni, hiszen az energia-ellátás a gazdaság központi kérdése, s a fejlett világ villamosenergia-igényének igen jelentős részét az atomerőművek elégítik ki. Magyarországon ez hányad csaknem 40%. Aktuális a téma azért is, mert fel kellett ismernünk, hogy a nukleáris energia alkalmazása nélkül a fejlett világ nem tudja megvalósítani saját energia-ellátását úgy, hogy a stratégiai függetlenség, az ellátásbiztonság, a fejlődés és a környezetvédelem igényei egyaránt érvényesüljenek. Az elmúlt közel két évtizedben a nukleáris energetika adekvát válaszokat adott saját problémáira és a kor kihívásaira. Ez mindenekelőtt a biztonság növelésében nyilvánult meg, ami válasz volt a TMI és a csernobili balesetre. Másfelől, az iparág erőfeszítéseinek köszönhetően, a nukleáris energetika versenyképes üzleti tevékenységgé vált a termelői ár és rendelkezéssé állás tekintetében egyaránt. Megfogalmazódhatott tehát egy új stratégia, amely a meglevő kapacitások üzembenntartásán, az üzemidő meghosszabbításán alapul, és az iparág revitalizációját célozza meg, új kapacitások építése és fejlesztések által. Ez egyre inkább teret nyer szerte a világban. Az USA-ban a 103 működő erőmű legtöbbjénél már folyamatban van az üzemidő hosszabbítási eljárás, és ebből közel 40 már be is fejeződött, két új erőmű típus engedélyezése és három új telephely engedélyezése van folyamatban. Franciaországban, Finnországban az üzemidő hosszabbítás és új erőmű-építés egyaránt napirenden van. Szlovákiában, Csehországban a meglevő kapacitások üzemidejének meghosszabbítása és új erőművek építése a cél. Teljes pálfordulás következett be Svédországban, ahol ma egyértelmű a nukleáris energetika társadalmi elfogadottsága, támogatása. Hazánk villamosenergia-ellátása a termelési technológiák és a primer-energia források tekintetében kiegyensúlyozott, amelyben jelentős szerepe van a legolcsóbban és CO2 kibocsátás nélkül termelő paksi atomerőműnek. 2005 és 2020 között mintegy 6000 MW új kapacitást kellene építeni az elöregedett erőművek pótlására, s ha leállítanánk a paksi atomerőművet, további 2000 MW beruházásra lenne szükség. Tudjuk, alapos 1

megvalósíthatósági vizsgálat igazolja, hogy a paksi atomerőművet a tervezetten túl még további 20 évig üzemeltetni lehet, azaz 2032 és 2037 között kell csak leállítani a blokkokat [1]. Ezért az erőmű hosszú távú villamos energia ipar, villamos energia rendszer szereplője marad. A paksi atomerőmű üzemeltetésének mindenkori feltétele az erőmű biztonsága. A biztonság az üzemidő hosszabbítás előfeltétele. Az atomerőművek biztonsága magában foglalja a természeti katasztrófákkal, külső környezetei veszélyekkel szembeni biztonságot is. A közelmúlt természeti katasztrófákkal terhes időszak volt, s hatalmas károkkal, számos áldozattal jártak. A társadalom érzékenységét fokozza a terrorizmus-veszélye. Általánosan érzékelhető hogy megnőtt az emberek, a társadalom érzékenysége és érdeklődése a katasztrófák és ritka természeti és humán eredetű események és hatásai, következményeik iránt. A XX. században természeti katasztrófák közül a legtöbb áldozatot a földrengések követeltek, többet, mint akár az árvizek és a súlyos viharok. Nem véletlen, hogy a földrengéseknek ekkora szerepe van, hiszen a földrengésekben óriási energia szabadul fel. Jogos tehát a kérdés, mennyire biztonságosak, ellenállók az atomerőművek az ilyen katasztrófák hatásaival szemben. Az elmúlt másfél évtizedben megtörtént a paksi atomerőmű biztonságának szisztematikus felülvizsgálata, és ennek nyomán egy átfogó biztonságnövelő program végrehajtása. A felülvizsgálat egyik fontos kérdése volt a külső környezeti hatások és a velük szembeni biztonság. A telephely módszeres és minden szempontra kiterjedő vizsgálata azt mutatta, hogy az atomerőmű biztonsága szempontjából meghatározó külső hatás, veszély a földrengés. Az elmúlt évtizedben komoly erőfeszítések történtek, hogy a földrengésbiztonság szintjét a hazai követelményeknek és a nemzetközi elvárásoknak megfelelő színvonalra emeljük. Erről számos közlemény készült [2], [3]. A földrengésbiztonság érdekében tett erőfeszítések egyfelől demonstrálják a paksi atomerőmű üzemeltetőjének elkötelezettségét a biztonság iránt, másfelől pedig példákkal szolgálnak arra is, hogy egy üzemelő atomerőműben a biztonság növelése számos, különleges eljárást igénylő technikai probléma megoldását követeli meg. 2. A telephelyre jellemző veszélyek, külső események Az atomerőművekkel szembeni általános óvatosság és érzékenység miatt, az atomerőművek esetében az alacsonyabb kockázati szintet fogad el a társadalom, mint bármely más iparágban. Ebből kifolyólag, s tekintettel arra, hogy az atomerőművek baleseteinek konzekvenciái igen súlyosak lehetnek, az atomerőmű tervezésénél igen kis valószínűségű kezdeti eseményeket kell figyelembe venni, s képessé tenni az erőművet e kis valószínűséggel bekövetkező hatások elviselésére. Az atomerőmű külső környezeti hatásokkal szembeni biztonsága összetett kérdés: mindenekelőtt meg kell ismerni, hogy az atomerőmű telephelyén milyen potenciális természeti és emberi tevékenységből eredő veszélyek vannak, meg kell állapítani ezek biztonsági relevanciáját, majd megfelelő műszaki megoldásokkal, eszközökkel biztosítani kell azt, hogy az erőmű e jelenségek, események hatásait elviselje. Konkrétan, a magyar biztonsági előírások szerint az atomerőművek tervezésénél mértékadó eseményként figyelembe kell venni minden 10-4 / év gyakorisággal előforduló természeti eseményt. Az ember okozta eseményeknél ez a szűrési szint még kisebb, 10-7 / év értékű. A szándékos károkozást (háború, terrorizmus) elsősorban nem tervezési eszközökkel, hanem a fizikai biztonság érdekében hozott intézkedésekkel kell kivédeni. A Paksi Atomerőművet a 70-es években a szovjet normák és szabályok szerint tervezték. A tervezés nem terjedt ki a földrengés és egyéb külső események által okozott igénybevételekre. Ennek oka kettős volt, egyfelől az akkori előírások ebben a tekintetben 2

még nem voltak elég szigorúak, másfelől a telephely veszélyeket alábecsülték. Így történt ez a földrengés-veszély értékelésénél is. A 80-as években az atomerőmű bővítésére immáron a megváltozott szovjet normák és szabályok szerint kellett készülnünk, és akkor felvetődött a telephely szeizmicitásának kérdése, illetve az újraértékelés szükségessége. A vizsgálatok rámutattak arra, hogy a telephelyen a földrengés veszély lényegesen nagyobb, mint azt a tervezésnél feltették. A 90-es években minden telephelyi kockázatot újraértékeltük. Ennek során meghatároztuk a telephelyre jellemző földrengés és árvízveszélyt, a szélsőséges meteorológiai hatásokat a fentiekben említett 10-4 / év előírt gyakorisági szinten. Megállapítottuk, hogy a telephely feltöltött szintje a 10000 éves visszatérési idejű árvíz szintje felett van, tehát az árvízveszély nem mértékadó a biztonság szempontjából, hasonlóan a meteorológiai szélsőségek sem, amelyek konzekvenciái a biztonságot nem veszélyeztetik. Kiterjedt vizsgálatok folytak, amelyek lényegében csak a közelmúltban zárultak, az ember okozta hatások gyakoriságának, mértékének és biztonsági relevanciájának megállapítására. Ennek során megvizsgáltuk a telephelyen és környezetében folyó ipari, folyami, közúti és légi szállítási tevékenységet. Az elviekben lehetséges események legtöbbjét kizárhattuk a további vizsgálatból, hiszen az erőmű környezetében jelentős ipari tevékenység nem folyik. Részletesen megvizsgáltuk a közúti és a folyami veszélyes-teher szállítást, illetve ennek során bekövetkező balesetek következményeit. A veszélyes-árú szállítás forgalmi adatai, a baleseti gyakoriságok, a baleset és az erőmű közti távolság, a meteorológiai viszonyok, stb. alapján megállapítható volt, hogy a súlyos következményekkel járó közúti és folyami közlekedési balesetek gyakorisága kicsi, illetve hatásaik nem érik el az erőmű épületeit. Az elmúlt tíz év adataira épült a légi közlekedés okozta veszély vizsgálata. Itt is figyelembe vettük a forgalmi és a baleseti adatokat, s meghatároztuk a repülőgép rázuhanás éves gyakoriságát. Az elemzések alapján megállapíthattuk, hogy az ember okozta külső hatások gyakoriságuk alapján a további vizsgálatból kiszűrhetők, azokra biztonságnövelő intézkedéseket nem kell foganatosítani. Felismertük, hogy a földrengés a biztonság szempontjából domináns külső környezeti hatás és azt is felismertük, hogy a telephely szeizmicitását nagyságrendekkel alábecsülték annak idején, amikor a telepítés történt. Ez egy átfogó, összességében több tíz évig tartó biztonságnövelő program beindítását és végrehajtását követelte meg, amelyről az alábbiakban beszámolunk. Hangsúlyozni kell, a telephelyre jellemző külső hatásokat, illetve azok biztonsági relevanciáját szükség esetén, de legalább tízévenként, az Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat során újra kell értékelni. A soros felülvizsgálatot 2008-ig kell elvégezni. 3. A földrengés-biztonsági program A földrengés-biztonsági program célja annak a követelménynek teljesítése volt, hogy földrengés esetén a reaktort biztonságosan le lehessen állítani, le lehessen hűteni, és folyamatos hűtéssel el lehessen vezetni a remanens hőt. Determinisztikus felfogásban a mértékadó földrengés esetén sem sérülhet, sőt működőképes marad minden, a nukleáris biztonság szempontjából fontos technológiai rendszer, berendezés, s nem sérülhet az a szerkezet sem, amely ezt a technológiát magában foglalja. Valószínűségi felfogásban a nukleáris biztonság földrengés esetén, akkor elfogadható, ha a földrengés következtében a reaktor aktív zónája megolvadásának éves gyakorisága 10-5 / év nagyságrendű. Ez azt is jelenti, hogy a 10-4 /év gyakoriságú földrengés okozta igénybevételekkel szemben a biztonság szempontjából kritikusnak tekintett zónaolvadás bekövetkeztéig a reaktor leállításában, lehűtésébe és a tartós hűtésben 3

szerepet játszó technológiának szilárdsági tartalékokkal és rendszertechnikai redundanciával kell bírnia, a technológiát befogadó üzemi épületnek esetében pedig el kell kerülni a szerkezet lavinaszerű tönkremenetelét, ha a földrengés a tervben figyelembe vett dinamikus terheknél némileg nagyobb igénybevételeket okozna. Ezt a biztonságot úgy lehet elérni, hogy a telepítés során a 10-4 /év gyakoriságú, maximális méretezési földrengés jellemzőit (maximális vízszintes talajgyorsulás, válaszspektrum, jellemző gyorsulás-időlefutás) meghatározzák, és a tervezés során ezt, mint rendkívüli terhet figyelembe veszik a szerkezetek a nyomástartó rendszerek, és azok kihorgonyzása tervezésénél, és a földrengés okozta, a felállítás helyére jellemző vibrációs hatást figyelembe veszik az aktív rendszerelemek környezetállósági minősítésénél. A Paksi Atomerőmű, mint létező, üzemelő objektum esetében lényegében ugyanez volt a feladat, azzal a különbséggel, hogy a működő létesítményben mind a vizsgálatok, mind pedig a földrengésállóság biztosítása sokkal nehezebb, mint egy új esetében. A földrengésbiztonsági program magába foglalta: a telephely földrengés veszélyeztetettségének újraértékelését, beleértve a telephely geotechnikai feltárását, a talajfolyósodás kockázatának elemzését, a biztonságos leállítás és hőelvezetés technológiájának, ebből kiindulva pedig a földrengésbiztonság szempontjából releváns építmények, rendszerek jegyzékének meghatározását, földrengés-érzékelő és jelző rendszer telepítését, az üzemeltető felkészítését földrengés esetére, és a földrengés utáni teendők részletes kidolgozását, az erőmű biztonsága szempontjából fontos építmények, rendszerek földrengésállóságának értékelését, a javító intézkedések, megerősítések, átalakítások kidolgozását, megtervezését és végrehajtását a sürgősség és a fontosság sorrendjében. A program bemutatása több közleményben, cikkben is megtörtént, lásd [2], [3]. 4. A földrengés veszélyeztetettség újraértékelése A telephely szeizmicitásának értékelése igen összetett geológiai, szeizmológiai, geofizikai kutatásokat, a telephely korszerű geotechnikai feltárását igénylő, csaknem tízéves program volt. A program alábbiakban bemutatott eredményeit 1996-ban a NAÜ és a hazai hatóságok is elfogadták A vizsgálatok áttekintését [4] tartalmazza. Mivel a telephely földrengés veszélyeztetettségének újraértékelése igen hosszú folyamat volt, a gyorsan megvalósítható, sürgős intézkedésekhez egy konzervatív referencia földrengést kellett definiálni, amelyet az előzetes vizsgálatok alapján, konzervatív módon 0.35g maximális vízszintes gyorsulás jellemzett. A földrengés veszélyeztetettség értékelése egy PHARE projekt keretében, jeles külföldi szakemberek bevonásával történt [5], amely munka a telephely komplex földtudományi értékelésének eredményeire épült. A telephely földrengés veszélyeztetettségének értékeléséhez szükséges geológiai, geofizikai, szeizmológiai vizsgálatokat hazai kutatók és intézmények végezték [4]. Az értékelés valószínűségi módszerrel (Probabilistic Seismic Hazard Assessment, PSHA) történt a Pannon-medence szeizmotektonikai jellegzetességei miatt [5], [6], [7], [8]. A mértékadó, maximális mértezési földrengés 10-4 /év éves gyakoriságú esemény, amelyet a legjobb becslésként kapott, egyenletes veszélyeztetettségnek megfelelő válaszspektrum (UHRS) és a maximális vízszintes gyorsulás jellemez. A szabadfelszíni spektrumokat nemlineáris számítással lehetett meghatározni a talaj legfelső 30 méteres rétegének laza 4

volta miatt [9], [10]. A maximális méretezési földrengés talajszintű gyorsulás csúcsértéke 0,25g-vel egyenlő, ami tízszer nagyobb az atomerőmű terveiben eredetileg feltételezettnél. A maximális függőleges gyorsulás értéke 0,2g [5]. Ez jelenti a földrengés-biztonsági felülvizsgálatnak és a megerősítések tervezésének szeizmikus inputját. A telephelyi szeizmicitás újraértékelése, a maximális méretezési földrengés jellemzőinek és a talajfolyósodás lehetőségének értékelése, valamint a talaj-épület kölcsönhatás számítás miatt, szükség volt a talajmechanikai vizsgálatok újbóli elvégzésére. A talajfolyósodás valószínűségi alapú értékelése szerint a 10-20 m mélység közötti réteg hajlamos csak folyósodásra. A 10-15 m mélyen lévő rétegre a talajfolyósodás visszatérési periódusa 11300-11700 év között van [5], [9], [10]. Későbbiekben igen részletes elemzések történtek a földrengésbiztonság valószínűségi alapú elemzése, a földrengés PSA (Probabilistic Safety Assessment) bemenő adatokkal való ellátása céljából [7]. A teljes veszélyeztetettségi görbét az 1. ábra mutatja. 1,0E+00 Veszélyeztetettségi görbe PGA 1,0E-01 1,0E-02 S=0.5 85% percentil 50% percentil mean (átlag) súlyozott átlag 15% percentil ARUP b.e. éves meghaladási gyakoriság 1,0E-03 1,0E-04 1,0E-05 1,0E-06 1,0E-07 1,0E-08 0,01 0,1 1 gyorsulás (g) 1. ábra: A földrengés veszélyeztetettség a paksi telephelyen 5. A földrengésállóság vizsgálata A földrengésállóság minősítése a működő atomerőművek földrengés-biztonsági felülvizsgálatánál kialakult nemzetközi gyakorlatnak megfelelő, a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség által javasolt és elismert eljárásokat alkalmazásával szabványos számítási módszerrel, szeizmikus határterhelhetőség elemzéssel, empirikus berendezés minősítő módszerrel, szabványos tesztelési módszerrel történt. A módszertan leírását lásd például a [11], [12], [13], [14] irodalmakban. 5

Az épület dinamikai elemzése kardinális kérdés nem csak szerkezet állékonysága szempontjából, hanem azért is, mert az épület dinamikus válasza jelenti az input igénybevételt a technológiai rendszerek földrengésállóságának minősítéséhez. A főépület komplexum dinamikai elemzéséhez készült végeselemes modell a 2. ábrán látható. 2. ábra. A főépület-komplexum végeselemes modellje Az üzemi főépület háromdimenziós végeselemes modellje megfelel a bonyolult összekapcsolt szerkezetek együttesének (túlnyomásra méretezett vasbeton konténment, csarnokok és galéria-épület), amelyben a merevségek és tömegek elosztása összetett, s amely egyben egy csatolt talaj-épület modell is. A modell 28000 szabadságfokú, amelyet 4700 csomópont, 5400 síkhéj elem (háromszög és négyszög alakú), 4600 rúdelem alkot, s amelyben a nem szerkezeti elemek tömegekként szerepelnek, de merevséggel nem rendelkeznek. A számítás metodikáját lásd a [15] közleményben. Az üzemi épületek, különösen a főépület vizsgálatáról és megerősítéséről részletes beszámoló jelent meg [16]. A primerkör dinamikus elemzéseihez (hurkok, gőzfejlesztők, stb.) egy kapcsolt modell készült, amely magába foglalja a reaktorépület vasbetonszerkezetét a primerkör berendezéseivel együtt. Ilyen modell és számítás az indokolatlan konzervativizmustól mentes szeizmikus igénybevételeket adta. A csővezetékek és berendezések elemzése úgyszintén végeselemes módszerrel történt, a felfüggesztés helyére jellemző épület válaszspektrum mint input felhasználásával. Az aktív berendezések (szivattyúk, motorok, armatúrák, megszakítók, stb.) működőképességének értékelése tapasztalati módszerekkel történt. 6

6. A földrengés-biztonsági megerősítések A könnyen megvalósítható, legsürgősebb megerősítések 1994-1995-ben megtörténtek. Ebbe a kategóriába a kábeltálcák, a villamos- és irányítástechnikai keretek, szekrények, az akkumulátor telepek rögzítése, illetve a galériaépület különböző helyiségeit elválasztó, nem szerkezeti válaszfalak rögzítése történt meg, hogy azok a biztonságot érintő berendezésekre rá ne dőlhessenek. Az easy-fix projekt mennyiségi jellemzőit az 1. táblázat tartalmazza. 1. táblázat. Az easy-fix projekt mennyiségi jellemzői easy-fix tételek száma 5507 Gépészeti berendezés 202 Villamos berendezés 465 kábelcsatorna 2498 I&C szekrények, állványok 2061 téglafalak 281 Beépített acélszerkezet 445 t Akkumulátorok cseréje teljes körű A bonyolultabb elemzéseket igénylő átalakítások tervezése, kivitelezése 1998-ban kezdődött, s 2002. végéig befejeződött. A primerkör viszkózus lengéscsillapítókkal való megerősítése (lásd az 3. ábrát) 1998-99-ben megtörtént. 3. ábra. A primerkör földrengésállóságának növelése viszkózus lengéscsillapítók beépítése a gőzfejlesztők alatt A földrengésbiztonsággal leginkább kapcsolatos rendszerek esetén a berendezések sebezhetősége főként azok lerögzítéséből ered. A megerősítések kiegészítő tartókkal és/vagy viszkózus lengéscsillapítókkal történtek. A gépésztechnológia berendezések igen 7

nagy hányada elegendő kapacitással rendelkezik, esetenként a kihorgonyzások megerősítésére volt szükség. A villamos és irányítástechnikai berendezések minősítése részben megtörtént az úgynevezett easy-fix program során, a szekrények, keretek rögzítésével. A már rögzített keretekben lévő berendezések működőképességének minősítése egyes esetekben, mint pl. a relék esetében minősítő tesztekkel történt. Általában a berendezés kereten belüli rögzítésének megerősítése elégséges a megfelelő működéshez. A régi berendezések cseréje az újraminősítés lehetséges alternatívája volt egyes esetekben, amire a legjobb példa a reaktorvédelmi rendszer rekonstrukciója volt. Az acél csarnokszerkezetek hossz- és keresztirányú merevsége a földrengésből származó vízszintes erőhatásokkal szemben nem volt megfelelő. A megerősítés a csarnokok hossztengelye irányában ható hosszirányú erőkre, az üzemi főépület tengelyei irányában fellépő keresztirányú erőkre, és a turbinacsarnok egyhajós csarnokként szabadon álló szakaszain a rotációs mozgást előidéző erőkre történt. Így például a csarnokok hosszirányú tengelyeiben a megerősítés az ott meglévő függőleges síkú rácsos hosszkötések és féktartók jelentős kiegészítéseként, többlet rácsos merevítések beépítésével történt. Keresztirányban a gépház azon szakaszán, ahol a gépház a hosszirányú villamos galéria épületrészéhez, majd azon keresztül a reaktortömbhöz kapcsolódik a keresztirányú, vízszintes erők felvétele a lokalizációs toronyhoz, illetve a lokalizációs tornyok között utólag elhelyezett külső acél rácsos hídszerkezethez való kikötéssel történik, amelyet a 4. ábrán láthatunk. 4. ábra. Acél rácsos hídszerkezet a keresztirányú, vízszintes erők felvételére a lokalizációs között A földrengés-biztonsági megerősítések, az 1. táblázatban már bemutatott easy-fix munkaterjedelmen túl, nagyon jelentős munka és beépített anyag volument jelentettek. A 8

megerősítések kivitelezése üzem közben történt, kivéve a szigorúan blokkleálláshoz kötött átalakításokat, illetve az üzem közben nem kiszolgálható területeken végzett munkát. A 2. táblázat tartalmazza a program fő mennyiségi jellemzőit. 2. táblázat. A földrengés-biztonsági megerősítések főbb mennyiségi jellemzői Minősítés és megerősítés időszak A beépített mennyiség A primérkör nagyenergiájú berendezései A főépületi csarnokok (reaktor, turbina) megerősítése csővezetékei és 1997-1999 250 megerősítés 1999-2000 1360 t acélszerkezet Tartószerkezetek a reaktorépületben a lokalizációs toronyban A primerkör más csővezetékei és berendezései Biztonsági osztályba sorolt csővezetékek és berendezések a szekunder körben, megerősítések és turbina csarnoki acél tartószerkezetek megerősítése Biztonsági osztályba sorolt csővezetékek a primerkörön kívül Egyéb osztályba sorolt csővezeték és beredezés A földrengés PSA eredményeként meghatározott intézkedések 2000-2001 300 t acélszerkezet 1998-2000 760 megerősítés 2000-2002 160 t acélszerkezet 2000-2002 1500 megerősítés 2001-2002 80 megerősítés 2002- Pl. csomópontok megerősítése 7. Felkészülés a földrengésre, földrengés utáni teendők 1993-ban az atomerőmű minden blokkján földrengés érzékelő és jelző rendszert telepítettünk, amely a reaktorépület alaplemezén, az épületszerkezet jellegzetes pontjain keletkező válaszjeleket regisztráló érzékeny gyorsulásmérőkből, adatgyűjtő rendszerből és a jelzést képző logikai egységből állt. A nemzetközi gyakorlatban tapasztalható legújabb tendenciákat követve a földrengés miatti automatikus leállítás helyett, kárkritériumokon alapuló leállítási módszert dolgoztunk ki és vezettünk be. A reaktort földrengés esetén vagy a technológiai védelem, vagy pedig szükség esetén a személyzet állítja le, amelyről a válaszspektrumra és a gyorsulás időfüggvény abszolút értékének integráljára (kumulált abszolút sebesség) előírt határérték meghaladás alapján kell eldönteni. Az erőmű üzemzavar-elhárítási utasítása tartalmazza az erőmű személyzetének földrengés alatti és utáni teendőit. Az erőmű földrengés utáni helyzetének felmérésére egy átfogó útmutató készült. 8. A földrengés-biztonság értékelése A megerősítések által elért biztonság nem értékelhető és számszerűsíthető önmagában azzal, hogy kijelentjük, minden biztonsági szempontból releváns szerkezet és berendezés a megerősített állapotát tekintve elviseli a maximális méretezési földrengés hatásait, terheit. A földrengés PSA egy olyan eszköz, amely az erőmű földrengés-biztonsági intézkedések végrehajtása után elért biztonság igazolására szolgál, amely végeredményben a földrengés okozta zónaolvadás éves gyakoriságát adja, ezáltal igazolja a földrengés utáni intézkedések helyességét is. Ez a módszer az erőmű kiindulási eseményekre történő válaszát modellezi hiba- és eseményfák felhasználásával. A módszer paksi alkalmazást általában a [17] irodalom mutatja be. A földrengés PSA keretében a méretezésit meghaladó igénybevételekre kell prognosztizálni a berendezések, szerkezetek viselkedését. Ehhez a tönkremenetel feltételes valószínűség- 9

eloszlásfüggvényét kell ismerni, amelyből, illetve az 1. ábrán látható veszélyeztetettségi görbéből a tönkremenetel valószínűsége meghatározható. A szeizmikus események miatti zónaolvadási gyakoriság kiszámítása a teljes erőmű földrengésre adott válaszának eseményfákkal, hibafákkal történő logikai modellezésével történik. A földrengés PSA rámutatott arra, hogy az erőmű biztonsága a méretezési, sőt az annál kisebb földrengések esetében is, a főépületi acélcsarnokok, illetve a galéria épület földrengésállóságától függ. Itt a biztonság további növelésére van lehetőség és szükség a szerkezeti csomópontok megerősítésével. A paksi atomerőműben végrehajtott biztonságnövelő program eredményeként a zónaolvadási gyakoriság egy nagyságrenddel csökkent, s a biztonság szintje ma az azonos korú nyugati blokkoknak megfelel (lásd az 5. ábrát). Zónaolvadás gyakorisága 7,00E-04 6,00E-04 5,00E-04 4,00E-04 3,00E-04 2,00E-04 1,00E-04 0,00E+00 P 0% P 100% 1995 1997 1999 2000 2002 2003 2004 5. ábra. A zónaolvadás gyakoriságának csökkenése a biztonságnövelő intézkedések következtében. A zónaolvadás gyakorisága a földrengés következtében <5x10-5/év. A földrengés okozta zónaolvadási gyakoriság úgyszintén ilyen nagyságrendű, <5x10-5/év, a földrengés PSA nyomán meghatározott kiegészítő megerősítések figyelembevétele esetén. 9. Következtetések Az elmúlt két évtizedben igen nagy műszaki és anyagi ráfordítások árán az erőmű biztonságát a mai elvárásoknak megfelelő színvonalra sikerült hozni. Ebben komoly szerepet játszott a külső környezeti hatások és veszélyek szisztematikus felmérése, a biztonság szempontjából meghatározó külső környezeti hatás meghatározása. A paksi atomerőmű esetében a biztonság szempontjából releváns külső környezeti hatás a földrengés. A program magában foglalta teljes terjedelmében egy nukleáris létesítmény telepítésével, a mértékadó földrengés jellemzőinek meghatározásával kapcsolatos geológiai, geofizikai, hidrológiai, talajmechanikai kutatásokat, a létesítmény földrengésállóságának meghatározását, a szükséges megerősítések tervezését, kivitelezését, a földrengés biztonság technológiai, üzemviteli, üzemzavar elhárítási problémáinak vizsgálatát és megoldását. Ennek az összetett programnak az a célja és az eredménye, hogy a paksi atomerőmű nukleáris biztonsága és a környezet védelme minden kétséget kizáróan biztosítsuk kis gyakoriságú (10-4/év) földrengések esetére is. A paksi atomerőmű földrengés-biztonsági programja alkalom volt arra, hogy a különösen fontos ipari létesítmények földrengésbiztonságára vonatkozó legjobb nemzetközi gyakorlatot, know-howt a hazai szakértők és intézmények átvegyék, és sikerrel alkalmazzák. Az elért biztonság 10

nem statikus dolog, a soron következő, globális újraértékelés 2008-ban lesz az időszakos biztonsági felülvizsgálat keretében, ahol a tudomány legújabb állása szerint és legújabb technikáival kell a biztonsági újraértékelést elvégezni. Reméljük, tudjuk, hogy ez sikerrel jár és a paksi atomerőmű mindannyiunk javára, biztonságosan üzemel. 10. Irodalom [1] Katona Tamás, Rátkai Sándor, Jánosiné Bíró Ágnes, Gorondi Csaba: A Paksi Atomerőmű jövője, Magyar Tudomány, 2001/11., 1355-1364 [2] Tamás Katona, Károly Szepes: Seismic assessment and upgrading of Paks Nuclear Power Plant, Scienece and Technology in Hungary, Safety of Nuclear Energy, December, 1997 [3] Katona Tamás: Földrengésbiztonsági program a Paksi Atomerőműnél, Technika, 20-23. old. 42. évf., 5. szám, 1999. május [4] A Paksi Atomerőmű Földrengésbiztonsága, szerkesztette: Marosi Sándor és Meskó Attila, Akadémiai Kiadó, Budapest, 1997 [5] European Commission, PHARE Programme: VVER 440-213 Seismic Hazard Reevaluation, Ove Arup, Contract No 94-0600, Taks 4 Report, 1995 [6] Zsíros Tibor: Statisztikus földrengés-kockázat számítások, Földtudományok és földi folymatok kockázati tényezői, összeállította Ádám Antal és Meskó Attila, Magyar Tudományos Akadémia, Budapest, 2001 [7] Győri E., Mónus P., Tóth L., Zsíros T.: Earthquake Hazard Assessment at Paks NPP Site, GeoRisk Kft., Budapest, 2001. [8] Tóth László: A szeizmológiai monitorozás szerepe a földtani kockázat meghatározásában, Földtudományok és földi folymatok kockázati tényezői, összeállította Ádám Antal és Meskó Attila, Magyar Tudományos Akadémia, Budapest, 2001 [9] Győri Erzsébet: A helyi geológiai viszonyok gyorsulást módosító hatásának vizsgálata, Földtudományok és földi folymatok kockázati tényezői, összeállította Ádám Antal és Meskó Attila, Magyar Tudományos Akadémia, Budapest, 2001 [10] Tóth László, Győri Erzsébet, Katona Tamás: A felszíni laza rétegsor hatása a földrengés okozta gyorsulásokra, Magyarország Földrengéskockázata, Győr, 2002. november 5. [11] A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin (Revision 1) report NP-6041-M, Rev.1 EPRI, Palo Alto, 1991 [12] Seismic Qualification Utility Group (SQUG) 1991, "Generic Implementation Procedure (GIP) for Seismic Verification of Nuclear Power Plant Equipment", Rev.2 [13] Unified Criteria to be Used in Seismic Evaluation and Potential Design Fixes for the Paks Nuclear Power Plant VVER-440-213 Units 1-4, Stevenson and Associates, 93C1798A, Report1.24, 10 February 1994 [14] Criteria and Methodology Specification for Seismic Reanalysis and Upgrading of Buildings and Nechanical Systems (NSS and RCS) of PAKS NPP, Units 1 to 4, KWU NDA2/96/E0516 [15] W. Schütz, S. Wang: Soil-Structures-Interaction Analysis in Frequency Domain Using Fixed Base Eigenvalues, 13th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, Stuttgart, 1993 [16] Dr. Katona Tamás, Hajmási Péter: A Paksi Atomerőmű földrengésbiztonsági programja és a reaktor (üzemi) főépület földrengésállósági megerősítése, 1.-3. rész, Magyar Építőipar, 1999. 11-12., 346-350, 2000. 1-2., 39-44 és 2000. 3-4., 106-114 [17] T. Katona, A. Bareith: Seismic Safety Evaluation and Enhancement, at The Paks Nuclear Power Plant, OECD/NEA, "Workshop on Seismic Risk" held in Tokyo, August 10-12 1999 11