CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT

Verziószám: 1

Paksi Atomerőmű Zrt. 1-4. blokk

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS

Paks, 2011. október 31.


Verziószám: 1

TARTALOMJEGYZÉK ELŐSZÓ ..........................................................................................................................................7 A TELEPHELY ÉS AZ ERŐMŰ LEGFONTOSABB SAJÁTSÁGAI ..................................................10

1.

ALAPVETŐ INFORMÁCIÓK .............................................................................................10

1.1 1.1.1 1.1.2 1.1.3 1.1.4 1.1.5 1.1.6 1.1.7 1.1.8 1.1.9

Elhelyezkedés, környezet ....................................................................................10 A blokkok száma .................................................................................................12 Az engedélyes személye ......................................................................................13 A reaktorok típusa, teljesítménye ........................................................................13 A paksi VVER-440/V-213 blokkok technológiája ..............................................16 Az üzembe helyezések időpontjai .......................................................................31 A pihentető medencék sajátságai .........................................................................31 A külső villamoshálózati kapcsolatok .................................................................33 A biztonság és a felülvizsgálat szempontjából releváns különbségek a blokkok között .....................................................................................................36 A TELEPHELYEN LEHETSÉGES TERMÉSZETI EREDETŰ VESZÉLYFORRÁSOK ....................38

1.2 1.2.1 1.2.2 1.2.3 1.2.4

Földrengés............................................................................................................38 Árvizek ................................................................................................................49 A Duna alacsony vízszintje .................................................................................54 Időjárási hatások ..................................................................................................58 A KORÁBBI PSA VIZSGÁLATOK VÉGEREDMÉNYEI .........................................................64

1.3 1.3.1 1.3.2 1.3.3

A valószínűségi biztonsági elemzések terjedelme ...............................................65 A felülvizsgálat és megállapításai .......................................................................66 Összefoglalás .......................................................................................................70

A VIZSGÁLATOK EREDMÉNYEI ............................................................................................72

2. 2.1

2.1.1 2.1.2 2.1.3 2.1.4 2.1.5 2.2 2.2.1 2.2.2

CBFJ.docx

A VILLAMOS BETÁPLÁLÁS TARTÓS ELVESZTÉSE............................................................72 A villamos betáplálási funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és működésük korlátai ...........................................................73 A villamos betáplálás tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség ....................................................................................................79 A villamos betáplálás rendszereinek védettsége a külső természeti hatásoktól ..81 A villamos betáplálási funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatásokra ..............................................................................................................87 A villamos betáplálás tartós elvesztése megelőzésének és preventív balesetkezelésének lehetséges módozatai ............................................................92 A VÉGSŐ HŐELVEZETÉSI LEHETŐSÉG TARTÓS ELVESZTÉSE ...........................................99 A végső hőelnyelő funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és működésük korlátai ...........................................................99 A végső hőelnyelő tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség ............................................................................................................106

2011.

2. oldal / 205


2.2.3 2.2.4 2.2.5

Verziószám: 1

A végső hőelnyelő rendszereinek védettsége a külső természeti hatásoktól .....112 A végső hőelnyelő funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatásokra ............................................................................................................120 A végső hőelnyelő tartós elvesztése megelőzésének és preventív balesetkezelésének lehetséges módozatai ..........................................................127 A KONTÉNMENT FUNKCIÓ SÉRÜLÉKENYSÉGE TERVEZÉSI ALAPON TÚLI KÜLSŐ HATÁSOK ESETÉN ........................................................................................................138

2.3 2.3.1 2.3.2 2.3.3 2.3.4 2.3.5

A felülvizsgálat célja .........................................................................................138 A követelmények összefoglalása .......................................................................138 A felülvizsgálat terjedelme ................................................................................138 A felülvizsgálat és megállapításai .....................................................................138 Összefoglalás .....................................................................................................142 JELENTŐS RADIOAKTÍV KIBOCSÁTÁSRA VEZETŐ SÚLYOS-BALESETI FOLYAMATOK .....143

2.4 2.4.1 2.4.2 2.4.3 2.4.4 2.4.5

A felülvizsgálat célja .........................................................................................143 A követelmények összefoglalása .......................................................................143 A felülvizsgálat terjedelme ................................................................................144 A felülvizsgálat megállapításai ..........................................................................144 Összefoglalás .....................................................................................................154 A NEM URALT KULCSESEMÉNYEK KÖVETKEZMÉNYEIT ENYHÍTŐ BALESETKEZELÉS ....156

2.5 2.5.1 2.5.2 2.5.3 2.5.4 2.5.5

A felülvizsgálat célja .........................................................................................156 A követelmények összefoglalása .......................................................................156 A felülvizsgálat terjedelme ................................................................................156 A felülvizsgálat megállapításai ..........................................................................156 Összefoglalás .....................................................................................................164 A NEM URALT KULCSESEMÉNYEK TELEPHELYI KÖVETKEZMÉNYEINEK KEZELÉSE .......165

2.6. 2.6.1 2.6.2 2.6.3 2.6.4 2.6.5 2.6.6 2.6.7

A felülvizsgálat célja .........................................................................................165 A követelmények összefoglalása .......................................................................165 A felülvizsgálat terjedelme ................................................................................165 A baleset-elhárítás tervezési alapja ....................................................................165 A balesetelhárítási tevékenység végrehajtásához rendelkezésre álló erőforrások és a szervezet felkészültsége ..........................................................167 A balesetelhárítási tevékenység végrehajtásának értékelése .............................179 Összefoglalás .....................................................................................................187

VEZETŐI ÖSSZEFOGLALÓ ..................................................................................................189

3. 3.1

3.1.1 3.1.2 3.1.3 3.2

CBFJ.docx

A PAKSI ATOMERŐMŰ CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATÁNAK KÖVETKEZTETÉSEI.......................................................................................................189 A telephely és az erőmű legfontosabb sajátosságai ...........................................189 A fukusimaihoz hasonló események lefolyásának értékelése ...........................190 A baleset-elhárítási rendszer továbbfejlesztése .................................................191 A BIZTONSÁG TOVÁBBI NÖVELÉSE ..............................................................................191

2011.

3. oldal / 205


3.2.1 3.2.2

Verziószám: 1

Javító intézkedések ............................................................................................191 A paksi atomerőmű biztonságának megítélése a kitűzött javító intézkedések végrehajtása utáni helyzetre ...............................................................................194

KISLEXIKON ...............................................................................................................................196 RÖVIDÍTÉSEK JEGYZÉKE .............................................................................................................202 KÖZREMŰKÖDŐK NÉVSORA........................................................................................................204

TÁBLÁZATOK 1.1-1. táblázat: 1.1-2. táblázat: 1.2.4-1. táblázat: 1.3-1. táblázat: 1.3-2. táblázat: 2.2.5-1. táblázat: 2.4.4-1. táblázat: 2.6-1. táblázat: 3-1. táblázat:

A blokkok fő technológiai paramétereinek értékei ....................................15 A súlyosbaleset-kezeléshez kapcsolódó átalakítások státusza, illetve a megvalósítás tervezett időpontja ................................................................37 Különböző időtartamok évi maximális csapadékhozamának visszatérési értékei Gumbel-eloszlás alapján (mm-ben) ............................61 A zónasérülési gyakoriság megoszlása a gyorsulástartományok között ....67 A forrástag-kategóriák ................................................................................68 Az alternatív hűtési útvonalak és a szükséges erőforrások ......................135 Nyomásértékek és a képződött hidrogéntömeg a baleseti folyamat fontosabb időpontjaiban ...........................................................................145 A balesetelhárítási tevékenység fő jellemzői ...........................................166 A célzott biztonsági felülvizsgálat által javasolt javító intézkedések ......192

ÁBRÁK 1.1-1. ábra: 1.1-2. ábra: 1.1-3. ábra: 1.1-4. ábra: 1.1-5. ábra: 1.1-6. ábra: 1.1-7. ábra: 1.1-8. ábra: 1.1-9. ábra: 1.1-10. ábra: 1.1-11. ábra: 1.1-12. ábra: 1.1-13. ábra: 1.1-14. ábra: 1.1-15. ábra: 1.1-16. ábra: 1.1-17. ábra: 1.1-18. ábra:

CBFJ.docx

A paksi atomerőmű elhelyezkedése ...........................................................10 A paksi atomerőmű telephelye ...................................................................11 A hidegvíz csatorna elágazási pontja a Dunától .........................................11 A melegvíz csatorna és az energiatörő műtárgy a Duna partján ................12 Melegvíz visszakeverés a hidegvíz csatornába téli időszakban .................12 Az erőmű távlati képe ................................................................................13 A 3. és 4. blokkok közös reaktorcsarnoka ..................................................14 A technológiai folyamat áttekintő sémája ..................................................15 Az erőmű főbb berendezéseit tartalmazó épületegyüttes keresztmetszete...........................................................................................16 A reaktortartály és az egyik főkeringtető hurok berendezéseinek képe .....17 Az összeszerelt reaktor és a reaktortartály képe .........................................18 A paksi üzemanyag kazetták fejrésze a látogató központban ....................19 A gőzfejlesztő képe és belső felépítése ......................................................19 A térfogat-kompenzátor alsó része a villamos fűtőbetétekkel ...................20 A primer kör fő berendezéseinek elrendezése ............................................21 A turbina és a generátor gépegység ............................................................22 A táptartály .................................................................................................23 A blokkvezénylő nézeti képe .....................................................................24

2011.

4. oldal / 205


1.1-19. ábra: 1.1-20. ábra: 1.1-21. ábra: 1.1-22. ábra: 1.1-23. ábra: 1.1-24. ábra: 1.1-25. ábra: 1.1-26. ábra: 1.1-27. ábra: 1.1-28. ábra: 1.1-29. ábra: 1.1-30. ábra: 1.1-31. ábra: 1.2.1-1. ábra: 1.2.1-2. ábra: 1.2.1-3. ábra: 1.2.1-4. ábra: 1.2.1-5. ábra: 1.2.1-6. ábra: 1.2.2-1. ábra: 1.2.2-2. ábra: 1.2.2-3. ábra: 1.2.3-1. ábra 1.2.4-1. ábra: 1.3-1. ábra: 1.3-2. ábra: 1.3-3. ábra: 2.1.1-1. ábra: 2.1.1-2. ábra: 2.1.1-3. ábra: 2.1.4-1. ábra: 2.1.5-1. ábra: 2.1.5-2. ábra: 2.2.1-1. ábra: 2.2.1-2. ábra: 2.2.1-3. ábra: 2.2.1-4. ábra: 2.2.2-1. ábra: 2.2.3-1. ábra: 2.2.3-2. ábra:

CBFJ.docx

Verziószám: 1

A nagynyomású (balra) és a kisnyomású (jobbra) ZÜHR szivattyúk ........26 A hermetikus tér a passzív nyomáscsökkentő rendszerrel .........................27 A buborékoltató kondenzátor egyik tálcasora ............................................29 A digitális biztonsági irányító rendszer szekrényei (részlet) .....................30 A pihentető medence és az átrakó medence különböző üzemmódjai ........32 Az összenyitott pihentető és átrakó medence, felül az átrakógéppel .........32 A pihentető medence üzemi és tartalék tárolóállványai .............................33 A 400 kV-os alállomás ...............................................................................34 A booster transzformátorok ........................................................................34 A 400kV-os külső csatlakozások sémája ...................................................35 A magyar országos villamos alaphálózat ...................................................35 Az I. és II. kiépítés dízelgenerátorai ...........................................................36 A II. kiépítés sótalanvíz tartályai az egészségügyi és laborépület fala mellett .........................................................................................................37 A földrengés veszélyeztetettségi görbe ......................................................41 A vízszintes gyorsulás egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektruma különböző visszatérési időkre .........................................41 Egy földrengés forrás-zóna modell a földrengés epicentrumok feltűntetésével .............................................................................................42 A szeizmikus megfigyelő hálózat és érzékelési területe az atomerőmű tágabb környezetében .................................................................................43 Viszkózus rezgéscsillapítóval végrehajtott megerősítés ............................46 Az atomerőmű területén található tűzoltó laktanya ....................................47 A hidrodinamikai modellezésben figyelembe vett Duna-szakasz ..............51 Maximális árhullám vízhozam a Duna pozsonyi szelvényében és a vízszint alakulása a paksi atomerőmű környezetében ................................52 Vízhozam a bősi duzzasztóműnél annak sérülését megelőzően és a vízszint alakulása a paksi atomerőmű környezetében ................................53 A jellemző magassági szintek a paksi atomerőmű telephelyén .................56 A szélsőséges havazás veszélyeztetettségi görbéje ....................................60 A mélységi védelem elve ...........................................................................64 A forrástag-kategóriák és gyakoriságuk* ...................................................68 A zónasérülés gyakoriságának változása 1995-2010. között, 2. blokk ......70 Az alállomás vezénylő épülete ...................................................................74 A blokki egyenáramú ellátás akkumulátorai ..............................................77 A blokki egyenáramú ellátás inverterei ......................................................77 A villamos betáplálás földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ..................................................................................90 A Dunamenti Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal ........................................................................................................96 A Litéri Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal ........97 A II. kiépítés sótalanvíz rendszerének tartályai .......................................102 Az üzemzavari tápszivattyú .....................................................................103 A kiegészítő üzemzavari tápszivattyú ......................................................104 A pihentető medence hűtőkör a szivattyúkkal és hőcserélőkkel ..............105 Biztonsági hűtővíz előszűrő üzem ............................................................109 A főépület egyik megerősítési helye ........................................................113 A turbinacsarnok egyik megerősítési helye .............................................114

2011.

5. oldal / 205


2.2.3-3. ábra: 2.2.3-4. ábra: 2.2.3-5. ábra: 2.2.3-6. ábra: 2.2.4-1. ábra: 2.2.5-1. ábra: 2.2.5-2. ábra: 2.2.5-3. ábra: 2.2.5-4. ábra: 2.3-1. ábra: 2.3-2. ábra: 2.4.4-1. ábra: 2.4.4-2. ábra: 2.4.4-3. ábra: 2.4.4-4. ábra: 2.4.4-5. ábra: 2.5.4-1. ábra: 2.5.4-2 ábra: 2.5.4-3 ábra: 2.6-1. ábra: 2.6-2. ábra: 2.6-3. ábra: 2.6-4. ábra: 2.6-5. ábra:

CBFJ.docx

Verziószám: 1

Hűtővízvezeték földalatti becsatlakozása a főépületbe ............................115 A kondenzátor hűtővíz rendszer udvartéri csővezetékei ..........................116 A biztonsági hűtővíz szivattyú (a meghosszabbított szívókönyökkel) a beépítési helyén, illetve karbantartáson ...................................................116 Szállításra előkészített dízelhajtású Pajtás VI-F átemelőszivattyú...........118 A végső hőelnyelő földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ................................................................................124 Dízelmeghajtású tűzivíz szivattyútelep ....................................................130 A Duna kavicságyába fúrt parti szűrésű kúttelep és vezérlőház ..............130 Melegvíz csatorna és a halastavak ...........................................................131 Mobil vízvételi rendszer telepítése ...........................................................132 A konténment hermetizálás funkció földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében .......................................................140 A villamos betáplálás és konténment hermetizálás funkció földrengés miatti együttes elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében ...................142 Primerköri jellemzők* ..............................................................................146 A hidrogén koncentráció a hermetikus térben és a reaktorcsarnokban* ...148 A 30 különböző pozícióban elhelyezett rekombinátor hidrogéneltávolítási sebessége ................................................................................152 A baleseti folyamat során a konténmentben jelenlévő hidrogéntömeg* ..152 A konténment nyomás változása elárasztott reaktorakna esetén a szivárgási hányad különböző értékeinél ...................................................154 A reaktortartály külső hűtés elvi sémája ..................................................159 A súlyos-baleseti mérőrendszer ...............................................................160 A súlyos-baleseti dízelgenerátor ..............................................................161 BESZ felépítése és létszámadatai .............................................................169 Tartalék Vezetési Pont .............................................................................171 Mentesítő állomások ................................................................................173 Gyakorlat a Védett Vezetési Ponton ........................................................179 A BESZ riasztási sémája ..........................................................................181

2011.

6. oldal / 205


Verziószám: 1

Előszó 2011. 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

2011.

7. oldal / 205


Verziószám: 1

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 2011. 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) 2011. 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

2011.

8. oldal / 205


Verziószám: 1

A PA Zrt. 2011. augusztus 15-re a felülvizsgálat eredményeiről előrehaladási jelentést készített, míg a végleges jelentést az előírásnak megfelelően 2011. 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

2011.

9. oldal / 205


Verziószám: 1

1. A telephely és az erőmű legfontosabb sajátságai 1.1 Alapvető információk 1.1.1

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. 1.1-1. ábra). A paksi telephely Balti-tenger szintje feletti magassága Bf 97,15 m. A telephely súlyponti koordinátái: 46°34’43,05” É; 18°51’09,56” K.

1.1-1. 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 1.1-2. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

10. oldal / 205


Verziószám: 1

D Duunnaa ffoollyyóó

H Hiiddeeggvvíízz ccssaattoorrnnaa TTaarrttaalléékk üüzzeem mii tteerrüülleett

M Meelleeggvvíízz ccssaattoorrnnaa

M Műűkkööddőő bbllookkkkookk

1.1-2. ábra:

A paksi atomerőmű telephelye

Amint az 1.1-2. 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 1.1-3. ábrán látható.

1.1-3. 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 1.1-4. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

11. oldal / 205


1.1-4. ábra:

Verziószám: 1

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 1.1-5. ábra.

1.1-5. ábra:

1.1.2

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 1.1-6. ábrán látható.

CBFJ.docx

2011.

12. oldal / 205


1.1-6. ábra:

1.1.3

Verziószám: 1

Az erőmű távlati képe

Az engedélyes személye

Az engedélyes a Paksi Atomerőmű Zártkörűen Működő Részvénytársaság (Paksi Atomerőmű Zrt.), amely 2006. április 14-e óta működik a jelenlegi társasági formában. A társaság többségi tulajdonosa a Magyar Villamos Művek Zrt. 99, 99%-ot meghaladó tulajdoni hányaddal.

1.1.4

A reaktorok típusa, teljesítménye

Az erőmű mind a négy blokkja VVER-440/V-213 típusú, könnyűvíz hűtésű, könnyűvíz moderátoros reaktorral üzemel, amelyek névleges hőteljesítménye 1 485 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 2 000 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 1.1-7. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

13. oldal / 205


1.1-7. ábra:

Verziószám: 1

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 1.1-8. ábra mutatja. A célzott biztonsági felülvizsgálat szempontjából fontos technológiai rendszerek működéséről általános leírás található az 1.1.5 alfejezetben.

CBFJ.docx

2011.

14. oldal / 205


Verziószám: 1

46 bar

1.1-8. ábra:

A technológiai folyamat áttekintő sémája

A fő technológiai paraméterek névleges értékeit az 1.1-1. táblázat mutatja. 1.1-1. táblázat:

CBFJ.docx

A blokkok fő technológiai paramétereinek értékei Paraméter

Érték

Reaktor hőteljesítmény

1 485 MW

Primerköri vízforgalom

42 000 m3/h

Primerköri nyomás

123 bar

Primerköri hidegági hőmérséklet

267 °C

Primerköri melegági hőmérséklet

299,5 °C

Leállási bórsavkoncentráció

13,5 g/kg

Frissgőz nyomás

46 bar

Frissgőz tömegáram

2 940 t/h

Frissgőz hőmérséklet

255 °C

2011.

15. oldal / 205


Verziószám: 1

A főépület keresztmetszeti képe a fontosabb berendezésekkel az 1.1-9. ábrán látható.

1 Reaktor 4 Pihentető medence 7 Reaktorcsarnok 10 Légcsapda 13 Kondenzátor 16 Előmelegítő

1.1-9. ábra:

2 Gőzfejlesztő 5 Biológiai védelem 8 Lokalizációs torony 11 Szellőzés 14 Turbinaház 17 Turbinacsarnok daruja

3 Átrakógép 6 Kiegészítő tápvízrendszer 9 Buborékoltató tálcák 12 Turbina 15 Tápvíztartály 18 Műszer helyiségek

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.

1.1.5 1.1.5.1

A paksi VVER-440/V-213 blokkok technológiája A reaktor és a primer kör fő berendezései

A 123 bar üzemi nyomású primer kör egy 1 485 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

2011.

16. oldal / 205


Verziószám: 1

rozsdamentes acélból készült, 500 mm átmérőjű csővezeték tartozik. A reaktortartály és az egyik hurok berendezéseinek vázlatos képe az 1.1-10. ábrán látható.

1.1-10. 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 1.1-11. 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

2011.

17. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-11. 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 1.1-12. 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

2011.

18. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-12. 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 1.1-13. ábrán látható.

1.1-13. ábra: A gőzfejlesztő képe és belső felépítése

CBFJ.docx

2011.

19. oldal / 205


Verziószám: 1

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 m3. A tartály hengerpalástjának alsó részén található 108 db elektromos fűtőbetét (ld. 1.1-14. 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.

1.1-14. 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 1.1-15. ábrán látható.

CBFJ.docx

2011.

20. oldal / 205


Verziószám: 1 1. Reaktor 2. Főkeringtető szivattyú 3. Főkeringtető vezeték 4.Főelzáró tolózár 5.Gőzfejlesztő 6.Térfogat-kompenzátor 7.Buborékoltató tartály 8. Hidroakkumulátor

1.1-15. 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

2011.

21. oldal / 205


1.1.5.2

Verziószám: 1

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 1.1-16. ábrán látható.

1.1-16. 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 1.1-17. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

22. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-17. 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 2.2.1.4 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 1.1.5.4 és 2.2.1.4 fejezetekben leírt kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer számára. A sótalanvíz rendszer kiépítésenként közös rendszer. Ez azt jelenti, hogy egy rendszer van kialakítva az 1.2., illetve egy másik a 3.-4. blokkhoz. A sótalanvíz előállítását a vízlágyító üzem a Dunából nyert víz felhasználásával végzi. A sótalanvíz készlet tárolása kiépítésenként három, egyenként 900 m3-es tartályban történik. A sótalanvíz rendszerről részletesebb információ található a 2.2.1.4 fejezetben.

1.1.5.3

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 1.1-18. ábrán látható.

CBFJ.docx

2011.

23. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-18. 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.

1.1.5.4

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

2011.

24. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1-15. 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/dm3koncentrációjú 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/dm3 bórsav koncentrációjú vizet nyom a reaktorba. A két rendszer szivattyúit az 1.1-19. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

25. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-19. 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 2.2.1.4 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 2.2.1.4 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

2011.

26. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1-20. ábrán látható. Buborékoltató kondenzátor

Lokalizációs torony

Átömlő folyosó

Légcsapda

Hermetikus tér a primerköri főberendezésekkel

1.1-20. 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

2011.

27. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1-20 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 1.1-9. ábrán, illetve az 1.1-20. 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 1.1-21. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

28. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-21. 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

2011.

29. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1-22. ábrán.

1.1-22. ábra: A digitális biztonsági irányító rendszer szekrényei (részlet)

CBFJ.docx

2011.

30. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1.9 és a 2.1.1.4 fejezetekben.

Az üzembe helyezések időpontjai

1.1.6

Az erőmű egyes blokkjai az alábbi időpontokban kapcsolódtak első alkalommal az országos villamos energia hálózatra: 1. blokk: 2. blokk: 3. blokk: 4. blokk:

1.1.7

1982. december 28. 1984. szeptember 6. 1986. szeptember 28. 1987. augusztus 16.

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 1.1-23. 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 1.1-24. ábra a nyitott, átrakási szintre feltöltött pihentető medencét, a nyitott zsilipet és az átrakó medence fölött álló üzemanyag átrakó gépet mutatja.

CBFJ.docx

2011.

31. oldal / 205

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Pihentető medence

Zárt zsilip

Összeszerelt reaktor

Verziószám: 1 Pihentető medence

Nyitott zsilip

Feltöltött átrakó medence

Szétszerelt, nyitott reaktor

1.1-23. ábra: A pihentető medence és az átrakó medence különböző üzemmódjai

1.1-24. 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

2011.

32. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1-25. ábra mutatja. Az üzemi állvány szerkezeti kialakítása és geometriai mérete biztosítja, hogy a medence mindig szubkritikus állapotban legyen (akár felbórozatlan hűtővíz esetén is).

1.1-25. 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.

1.1.8

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. 1.1-26. 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

2011.

33. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-26. 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 1.1-27 ábrán látható.

1.1-27. ábra: A booster transzformátorok

CBFJ.docx

2011.

34. oldal / 205


Verziószám: 1

1.1-28. 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

120 kV távvezeték

1.1-29. ábra: A magyar országos villamos alaphálózat

CBFJ.docx

2011.

35. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1-28. ábra, míg az országos alaphálózat térképét az 1.1-29. ábra mutatja.

1.1.9 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 1.1-30. ábra mutatja külön-külön a két kiépítés egy-egy dízel gépegységét.

1.1-30. 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 1.1-2. táblázat mutatja be. (Tárgyi jelentésünk 2.4 és 2.5 fejezetei alapvetően az 1. blokkra érvényes megvalósulási állapot figyelembevételével készültek.)

CBFJ.docx

2011.

36. oldal / 205


1.1-2. táblázat:

A súlyosbaleset-kezeléshez kapcsolódó átalakítások státusza, illetve a megvalósítás tervezett időpontja

Intézkedés 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

3.

Verziószám: 1

1. blokk

2. blokk

3. blokk

4. blokk

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

2011. dec. 31

2012. dec. 31

2013. dec. 31

2014. dec. 31

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 m3-es tartály) funkciómegtartó képességének. A II. kiépítés három tartályát az egészségügyi és laborépület közvetlen közelében helyezték el (ld. 1.1-31. 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.

1.1-31. ábra: A II. kiépítés sótalanvíz tartályai az egészségügyi és laborépület fala mellett

CBFJ.docx

2011.

37. oldal / 205


4.

Verziószám: 1

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 2.2.5.5 alfejezetben javító intézkedést fogalmaztunk meg.)

1.2 A telephelyen veszélyforrások

lehetséges

természeti

eredetű

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 10-4 1/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.

1.2.1

Földrengés

Az atomerőmű telephelyének kijelölése a hatvanas évekre jellemző ipartelepítési gyakorlatot követte, mindenekelőtt a létesítmény építésének és üzemeltetésének műszaki-gazdasági

CBFJ.docx

2011.

38. oldal / 205


Verziószám: 1

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 4.2.1 VVER 440-213 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 (1996-1999) során megvizsgáltuk az időközben rögzített mikroszeizmikus adatok és neotektonikai vizsgálati eredmények birtokában. Ugyanezt tettük az üzemidő-hosszabbítás környezetvédelmi engedélye meglapozása keretében (2004-2005), 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.

1.2.1.1

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.

1.2.1.2

A követelmények összefoglalása

Az 1986-1996 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 [1.2.1-1] követtük.

CBFJ.docx

2011.

39. oldal / 205


Verziószám: 1

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 5·10-3. A szabályzat megadja azt is, hogy a tervezési alapból csak az olyan természeti hatás szűrhető ki, amelynek bekövetkezési gyakorisága a 10-4 1/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 [1.2.1-2 – 1.2.1-7] 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.

1.2.1.3

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.

1.2.1.4

A felülvizsgálat megállapításai

1.2.1.4.1

A biztonsági földrengés jellemzői

A telephelyre érvényes földrengés-veszélyeztetettségi görbe az 1.2.1-1. 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 1.2.1-2. ábrán látható.

CBFJ.docx

2011.

40. oldal / 205


Verziószám: 1

1.2.1-1. ábra: A földrengés veszélyeztetettségi görbe

1.2.1-2. ábra: A vízszintes gyorsulás egyenletes veszélyeztetettségű válaszspektruma különböző visszatérési időkre 1.2.1.4.2

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

2011.

41. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.2.1-3. 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.

1.2.1-3. 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 [1.2.1-8] irodalom ad részletes képet. 1995 után az értékelés alapját képező tudományos adatokat kiegészítettük az új neotektonikai, szeizmológiai tudományos eredményekkel [1.2.1-9], amelyeket immáron több mint egy évtizede évente aktualizálunk a telephely tágabb környezetében kiépített mikroszeizmikus monitorozás adataival [1.2.1-10], illetve geotechnikai vizsgálati eredményekkel. Az atomerőmű környezetében a szeizmikus megfigyelő hálózat elrendezését mutatja az 1.2.1-4. ábra.

CBFJ.docx

2011.

42. oldal / 205


Verziószám: 1

1.2.1-4. 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 1.2.1-1. 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 [1.2.1-11] és [1.2.1-12] szerint. Az 1.2.1-2. 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

2011.

43. oldal / 205


Verziószám: 1

biztosítsa, hogy a tervezési alap szerinti válaszspektrum lefedje a meghaladási valószínűség kis megváltozásával járó spektrális amplitúdó-változást. 1.2.1.4.3

A talajfolyósodás veszélyének értékelése

A telephelyen a humuszos felső réteg alatt mintegy 25-30 m vastag pleisztocén rétegegyüttes található, amelynek felső 12-15 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/m3, 2. típus: negyedkori folyóvízi homok és kavics: sűrűsége 2000 kg/m3, 3. típus: negyedkori folyóvízi kavics: sűrűsége 2100 kg/m3. 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 14000÷18000 év, tehát a tervezés alapjában ezt a jelenséget nem kell figyelembe venni. A legújabb vizsgálatok során [1.2.1-12 és 1.2.1-13] 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. 1.2.1.4.4

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

2011.

44. oldal / 205


Verziószám: 1

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. 1.2.1.4.5

Földrengés-biztonsági intézkedések

Az 1993-2003 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

2011.

45. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.2.1-5. ábra egy tipikus megerősítési helyet mutat.

1.2.1-5. 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

2011.

46. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.2.1-6. ábrán látható tűzoltó laktanya épülete földrengésre nem minősített, a vasbeton szerkezetű laktanya épületben kisebb beavatkozásokkal biztosítani lehet a személyzet és a mentő felszerelések megóvását.

1.2.1-6. 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 2.1.3. és 2.2.3. fejezetek ismertetik.

CBFJ.docx

2011.

47. oldal / 205


Verziószám: 1

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.

1.2.1.5

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 10-20 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

2011.

48. oldal / 205


Verziószám: 1

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.

1.2.2 1.2.2.1

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.

1.2.2.2


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.

1.2.2.3


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.

1.2.2.4


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

2011.

49. oldal / 205


Verziószám: 1

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 10-4 1/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 [1.2.2-1]-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 1.2.2.-1. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

50. oldal / 205


Verziószám: 1

1.2.2-1. 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 [1.2.2-1] alapján megállapítható, hogy a mértékadónak tekinthető, lehető legkedvezőtlenebb, Pozsonynál még éppen az árvízvédelmi töltések koronaszintjén ki nem lépő, 14 000 m3/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 1.2.2-2. ábrán a csúcsot megelőző és követő 20-20 napos időszakra.

CBFJ.docx

2011.

51. oldal / 205


Verziószám: 1

16000

96.5

14000

96

95.5

10000 95 8000 94.5

Vízszint, mBf

Vízhozam, m³/s

12000

6000 94

4000 Vízhozam a Duna pozsonyi szelvényében 2000

93.5

Vízszint a paksi atomerőmű környezetében

0

93 0

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

Idő, nap

1.2.2-2. 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

2011.

52. oldal / 205


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 1.2.2-3. ábrán.

9000

92.5

8000 92

7000 91.5

5000 91

4000 3000

Vízszint, mBf

Vízhozam, m³/s

6000

90.5

2000

Vízhozam bősi duzzasztóműnél 90

Vízszint a paksi atomerőmű környezetében

1000 0

89.5 0

2

4

6

8

10

Idő, nap

1.2.2-3. 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 [1.2.2-1]-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

2011.

53. oldal / 205


Verziószám: 1

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.

1.2.2.5

Összefoglalás

A helyi vízmércék segítségével gyűjtött jellemzők statisztikai feldolgozása alapján megállapítottuk, hogy az atomerőmű telephelyének környezetében a 10 -4 1/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.

1.2.3 1.2.3.1

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.

1.2.3.2


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

2011.

54. oldal / 205


1.2.3.3

Verziószám: 1


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.

1.2.3.4


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 10-4 1/év gyakoriságú kisvízszint Bf 84,65 m, a tervezési alapnál ritkább eseteket is tekintve azonban ennél alacsonyabb vízállás kialakulása sem kizárható. Az [1.2.2-1]-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 m3/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 1.2.2 és 1.2.3 fejezetekben említett szintek sematikus ábrázolása az 1.2.3-1. ábrán látható.

CBFJ.docx

2011.

55. oldal / 205


Verziószám: 1

No. Megnevezés 11 Atomerőművi telephely feltöltési szintje 10 Árvízvédelmi töltéskorona a jobb parton 9 Tervezési alap szerinti jegesárvíz 8 Árvízvédelmi töltéskorona a bal parton 7 Jégtorlasz mögött várható maximális vízszint 6 Tervezési alap szerinti jégmentes árvíz 5 Tipikus tavaszi vízállás 4 Tipikus őszi vízállás 3 Számított vízszint a hidegvíz csatornában méretezési kisvízhozamkor 2 Kondenzátor hűtővízszivattyúk működéséhez minimálisan szükséges 1 Biztonsági hűtővízszivattyúk működéséhez minimálisan szükséges

Szint (Bf m) 97,15 96,30 96,07 95,80 95,90 95,51 91,00 87,00 84,04 83,60 83,50

(Bf m) – a Balti-tenger szintje feletti magasság

11

10 9 7, 8

6

5

4 1 Balparti gát

Duna főmeder

Jobbparti gát

Hidegvíz csatorna

Kondenzátor hűtővíz

2

3

Biztonsági hűtővíz

1.2.3-1. 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 m3/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 [1.2.2-1]-ben bemutatott hidraulikai számítások alapján a 607 m3/s Bősre beérkező minimális vízhozamból 80 m3/s visszatartás felett állhat elő a paksi vízkivételre nézve kritikus szint.

CBFJ.docx

2011.

56. oldal / 205


Verziószám: 1

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 10-15 nagyon hideg napnak kell eltelnie, amikor a napi középhőmérséklet -10 C° alatt van. Mindennek egy extrém kis vízhozam mellett (631 m3/s) kell bekövetkeznie, amely vízhozamot akár több hónapnyi csapadékmentes időszaknak kell megelőznie. Ahogyan az 1.2.2. 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 20-60 méter magas partfalak alakuljanak ki, amelyek megfelelő körülmények esetén, viszonylag gyakran le is omolhatnak. Mintegy 65 dokumentált Duna menti csuszamlás [1.2.2-1]-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 m3 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

2011.

57. oldal / 205


1.2.3.5

Verziószám: 1

Összefoglalás

A helyi vízmércék adatainak statisztikai feldolgozása alapján a 10-4 1/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 m3/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.

1.2.4 1.2.4.1

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.

1.2.4.2


Az időjárási hatásokra vonatkozó vizsgálatokra a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok [1.2.4-1], tartalmaznak előírásokat. A jelen fejezet alapját képező [1.2.4-2] kutatási jelentésben dokumentált vizsgálatban a teljességre törekedve, a hatósági előírásokon felüli egyéb nemzetközi ajánlásokat [1.2.4-3, 1.2.4-4, 1.2.4-5, 1.2.4-6, 1.2.4-7] 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

2011.

58. oldal / 205


1.2.4.3

Verziószám: 1


Az 1.2.1. - 1.2.3. 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.

1.2.4.4


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 [1.2.4-8], amely az Országos Meteorológiai Szolgálat Paks településen működő meteorológiai állomása 1980-2010 közötti időszakban rögzített megfigyelési adatsorain alapul. Minden külső veszély esetében meghatározásra kerültek 1 107 éves visszatérési időkig a kapott különböző konfidenciaszintű visszatérési értékek. A veszélyeztetettségi elemzés eredményeit tételesen az összes veszélyre itt nem ismertetjük, de példaként az 1.2.4-1. ábrán az extrém havazásra vonatkozó veszélyeztetettségi görbéket bemutatjuk. Az elemzési eredményekből látszik a 10-4/év gyakorisághoz1 tartozó 50%-os konfidenciaszintű érték (107 cm), és a 10-7/év gyakorisághoz2 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.

1 2

10 000 éves visszatérési időhöz tartozó (1,00E+04) 10 000 000 éves visszatérési időhöz tartozó (1,00E+07)

CBFJ.docx

2011.

59. oldal / 205


Verziószám: 1

1.2.4-1. 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 1980-2010 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 10 000 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 [1.2.4-9]). 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

2011.

60. oldal / 205


Verziószám: 1

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 10 000 éves visszatérési időhöz tartozó csapadékhozamértékeket a 1.2.4-1 táblázat tartalmazza [1.2.4-8]. 1.2.4-1. táblázat: Különböző időtartamok évi maximális csapadékhozamának visszatérési értékei Gumbel-eloszlás alapján (mm-ben) Visszatérési idő [év]

10 perc

20 perc

60 perc

24 óra

10 000

42,0

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/km2 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

2011.

61. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.2.2. és az 1.2.3. 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

2011.

62. oldal / 205


Verziószám: 1

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 2.1.3. és 2.2.3. 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.

1.2.4.5

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, 10-4 1/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

2011.

63. oldal / 205


Verziószám: 1

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 10-7 1/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 2012.12.31.

1.3 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 1.3-1. 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

1.3-1. ábra:

CBFJ.docx

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

A mélységi védelem elve

2011.

64. oldal / 205


Verziószám: 1

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.

1.3.1

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

2011.

65. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.2.4.5 alfejezetben megszabott javító intézkedés szerint folyik a külső események PSA elemzése a földrengéstől eltérő további természeti eredetű eseményekre.

A felülvizsgálat és megállapításai

1.3.2

Az elemzések céljai és eljárásai teljes összhangban vannak a hazai és a NAÜ [1.2.4-7 és 1.3-2] dokumentumaiban szereplő ajánlásokkal. Az elemzésekhez használt módszerek és számítógépes programok a nemzetközi gyakorlatban általánosan elfogadottak.

1.3.2.1

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: 1,71·10-5. 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 5,25·10-6/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: 1,97·10-6/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: 4,30·10-6/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 4,46·10-6, 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

2011.

66. oldal / 205


Verziószám: 1

nyitott hermetikus térrel, de zárt reaktorral jellemzett üzemállapotok (24,0%) szerepe, a belső tüzek esetén 2,25·10-6, a belső elárasztásra vonatkozóan 2,45·10-8 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: 4,31·10-5/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 1.3-1. 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. 1.3-1. táblázat:

A zónasérülési gyakoriság megoszlása a gyorsulástartományok között

Gyorsulástartomány jele

alsó határ (g)

felső határ (g)

Kezdeti esemény gyakorisága (1/év)

SEIS1 SEIS2 SEIS3 SEIS4 SEIS5 SEIS6 SEIS7

0,07 0,10 0,15 0,22 0,32 0,48 0,70

0,10 0,15 0,22 0,32 0,48 0,70 1,00

2,69·10-3 1,08·10-3 3,16·10-4 8,71·10-5 2,35·10-5 4,76·10-6 8,99·10-7

Összesen:

Zónasérülési gyakoriság (1/év)

Hozzájárulás (%)

3,66·10-8 1,03·10-6 3,75·10-6 9,97·10-6 2,27·10-5 4,76·10-6 8,99·10-7

0,08 2,39 8,69 23,14 52,57 11,03 2,09

4,31·10-5

100,00

A leállási üzemállapotokban fellépő földrengés kezdeti eseményekből származó éves zónasérülési valószínűség várható értéke valamennyi leállási üzemállapotot és gyorsulási (földrengéserősségi) tartományt figyelembe véve: 4,72·10-6. Teljesítményüzemben és leállás alatt ugyanazon szeizmikus sérülések a fontosak a zónasérülési kockázat szempontjából, beleértve a szerkezeti elemek és a rendszerek, rendszerelemek sérülését is.

1.3.2.2

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

2011.

67. oldal / 205


Verziószám: 1

1.E-04

100

1.E-05

10

1.E-06

1

1.E-07

0.1

1.E-08

0.01

1.E-09

Cs kibocsátás, %

Gyakoriság, 1/év

A számítások során a domináns erőmű-sérülési állapotokat reprezentáló eseménylánconként meghatároztuk az egészségügyi hatásokra leginkább jellemző 137Cs kibocsátás mértékét, valamint a kibocsátások valószínűségi jellemzőit. Az ezekre vonatkozó eredményeket az 1.3-2. ábra tartalmazza, a forrástag-kategóriák jelöléseit és elnevezéseit az 1.3-2. táblázatban foglaltuk össze.

0.001 PCD

IS

LCFS

LCLS

ECLS

1.3-2. ábra:

ECL

LCL

I

LCF

ECFS

SDOAR

ECF

SDOBR

B

HPVF

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

1.3-2. táblázat:

A forrástag-kategóriák

Forrástag-kategória / konténment állapot

CBFJ.docx

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)

2011.

68. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.1.9. 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.

1.3.2.3

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: 8,22·10-7. 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 8,22·10-7/reaktorév.

1.3.2.4

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

2011.

69. oldal / 205


Verziószám: 1

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 1.3-3. ábra a 2. blokk példáján, a névleges teljesítményű üzem belső eseményeire.

1.3-3. ábra:

1.3.3

A zónasérülés gyakoriságának változása 1995-2010. 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 10-4 1/év célérték, így a numerikus követelmény teljesül.

CBFJ.docx

2011.

70. oldal / 205


Verziószám: 1

Nem azonosítható olyan rendszer vagy rendszerelem, amely kiemelkedő hozzájárulást adna a zónasérülési kockázathoz, azaz a kockázati összetevők elfogadható mértékben kiegyensúlyozottnak tekinthetők. A számszerű végeredmények azt mutatják, hogy a vizsgált kezdeti események közül a földrengés, a hibaesemények közül az emberi hibák hozzájárulása a legnagyobb mértékű. Ezek hatásának csökkentésére – már korábban, a fukusimai eseményeket megelőző PSA elemzések eredményei alapján – intézkedéseket tettünk, amelyek többek között tartalmazzák a villamos és irányítástechnikai készülékek földrengésvédelmi minősítési körének kiterjesztését, valamint további, az operátorokat segítő eszközök, utasítások alkalmazását. A PSA jelenlegi terjedelemébe még nem tartozik bele a földrengéstől különböző, egyéb külső veszélyek elemzése, de az erre vonatkozó PSA vizsgálat – ahogyan azt az 1.2.4.5 alfejezetben is rögzítettük – folyamatban van. A 2. szintű reaktor PSA eredményei A névleges teljesítményről induló, valamint a leállított reaktornál előforduló technológiai eredetű meghibásodásból, valamint belső tűzből és elárasztásból származó nagy radioaktív kibocsátás esélye megfelel a hazai szabályozásban és a nemzetközi gyakorlatban szokásos 10-5 1/év célértéknek. A balesetek közül a korai konténment törésre vezető folyamatok esélye volt nagyobb az elfogadható értéknél (a súlyos üzemanyag-sérülés során keletkező hidrogén lehetséges berobbanása miatt), így a kockázat csökkentésére – még a fukusimai eseményeket megelőzően – passzív autokatalitikus rekombinátorok alkalmazásán alapuló hidrogénkezelési eljárás bevezetéséről döntöttünk, melyet időközben mind a négy blokkon meg is valósítottunk. A zónaolvadék tartályban tartására, ezáltal az alaplemez-sérülés elkerülésére megfelelő átalakításokat hajtottunk végre és kidolgoztuk a reaktorakna elárasztásával történő reaktortartály külső hűtésre vonatkozó balesetkezelési eljárást. Kiemelt figyelmet fordítunk a leállított állapotban nyitott reaktor baleseteinek megelőzésére és következményeinek csökkentésére az egyes kezelési utasítások (Állapot Orientált Kezelési Utasítás, Súlyosbaleset-kezelési Útmutatók) leállási üzemállapotokra történő kiterjesztésével. A földrengésből származó kibocsátási kockázatot részben megelőzéssel, a zónasérülés és egyúttal a nagy kibocsátások gyakoriságát csökkentő biztonságnövelő átalakításokkal, részben következménycsökkentő intézkedéssel, elsősorban súlyos-baleseti hidrogénkezeléssel csökkentjük. A pihentető medencére vonatkozó PSA eredmények Az eredmények a számított kockázati szint tekintetében ugyan elfogadhatóak, azonban a medence reaktorcsarnokkal való közvetlen kapcsolata miatt további, a súlyos baleset megelőzését célzó átalakításokat kezdeményeztünk és hajtunk végre. Ezek a fűtőelemek hűtése, mint biztonsági funkció megbízhatóságának növelésére terjednek ki.

CBFJ.docx

2011.

71. oldal / 205


Verziószám: 1

2. A vizsgálatok eredményei A célzott biztonsági felülvizsgálatra kiadott OAH követelmények megadták, hogy a fukusimai baleset legfontosabb sajátsága az volt, hogy a részben tervezési alapon túli természeti csapások olyan súlyos helyzetet is teremtettek, amilyet a tervezési alapon belüli események nem eredményezhettek volna. Ezt a súlyos helyzetet az OAH szerint az alábbi három ún. kulcsesemény jellemzi: a villamos betáplálás tartós (több napos) elvesztése, a végső hőelnyelő tartós elvesztése, az előzőek következtében jelentős radioaktivitás, vagy extrém sugárzási tér kialakulása és tartós fennmaradása. Az első két kulcseseménnyel kapcsolatosan előre érdemes megemlíteni, hogy a paksi atomerőmű tervezési sajátossága, hogy amennyiben az egyik kulcsesemény bekövetkezik, akkor az valamilyen mértékben magával vonja a másik kulcsesemény bekövetkezését is, ez a két kulcsesemény önállóan nem tud fellépni. A biztonsági rendszerek villamos betáplálásának biztosításához (azaz a biztonsági dízelgenerátorok működéséhez) biztonsági hűtővíz szükséges, míg ez a hűtővíz csak villamos betáplálással működő szivattyúk segítségével biztosítható. Ezért az erre a két kulcseseményre vonatkozó vizsgálatok eredményei számtalan ponton összekapcsolódnak. Az OAH követelményekkel összhangban a villamos betáplálás, valamint a végső hőelnyelő tartós elvesztése kulcseseményekre vonatkozóan az alábbi lépések szerint végeztük el és mutatjuk be a felülvizsgálat eredményeit: elemeztük a kulcsesemények előfordulásának lehetséges okait, bemutattuk a kulcsesemények megelőzésének és elhárításának lehetséges módozatait, bemutattuk, hogy milyen következményekhez vezet, ha a kulcseseményeket nem sikerül megelőzni, vagy elhárítani, ismertettük a kulcsesemények következményei telephelyi kezelésének módozatait. A kulcsesemények következtében esetlegesen kialakuló jelentős radioaktív kibocsátásra vezető súlyos baleseteknek és azok telephelyi kezelésének vizsgálata az OAH által meghatározott harmadik kulcsesemény értékelését jelenti. Mivel ez lényegében azonos a villamos betáplálás, valamint a végső hőelnyelő tartós elvesztését követően, ezért az ezekre vonatkozó eredményeket már nem kulcseseményenként ismertetjük.

2.1 A villamos betáplálás tartós elvesztése A villamos betáplálási rendszerek tartós elvesztésével kapcsolatos értékelést az alábbi alfejezetekben öt önálló szempont szerint végeztük el: a villamos betáplálási funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és tartós 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.

CBFJ.docx

2011.

72. oldal / 205


Verziószám: 1

2.1.1 A villamos betáplálási funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és működésük korlátai 2.1.1.1


A felülvizsgálat célja a villamos betáplálásokat biztosító rendszereknek, azok tervezési alapjának, valamint azoknak a tervezési megoldásoknak, paramétereknek az áttekintése volt, amelyek a tárgyi rendszerek teljesítőképességét, működését meghatározzák vagy időben korlátozzák.

2.1.1.2


A felülvizsgálat során az atomerőművek tervezésének nemzetközileg elfogadott, ill. a hazai nukleáris biztonsági szabályzatokban rögzített kritériumoknak való megfelelőséget értékeltük a villamos betáplálásokat biztosító rendszerek vonatkozásában. Konkrétan a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (NBSZ) 3. kötetének (Atomerőművek tervezése) előírásait tartottuk a feladat végzése során szem előtt. Ezen belül vizsgáltuk a biztonsági filozófiának, a biztonsági funkciók ellátásának, a megbízhatósági előírásoknak, valamint az alapvető tervezési követelményeknek való megfelelést [2.1.1-1, 2.1.1-2].

2.1.1.3


A felülvizsgálat kiterjedt a villamos betáplálás tartós elvesztésének bekövetkeztét megelőzni hivatott biztonsági rendszerek teljesítőképességének felülvizsgálatára és értékelésére mind az üzemelő reaktorok esetében, mind a leállított reaktorokban, illetve a pihentető medencékben lévő üzemanyagból származó maradványhő elvezetéséhez szükséges villamos betápláló rendszerek esetében. Ezért áttekintettük: a 400 kV-os és 120 kV-os alállomások, a dízelgenerátorok, valamint a váltó- és egyenáramú belső energiaellátás rendszereit. Megvizsgáltuk a felsorolt rendszerek: a) feladatát, működését, teljesítőképességét, b) betáplálásának, üzemanyag-, hűtő- és kenőanyag-ellátásának időbeli és térbeli korlátait, c) a hozzájuk kapcsolódó mérések, beavatkozó-eszközök és beavatkozási helyek rendelkezésre állását, kiszolgálhatóságát, d) a rendszerek tartós elvesztésének következményeit, e) egy blokk viszonyainak függését más blokkok működésétől.

2.1.1.4


A villamos betáplálás teljes és tartós elvesztése – kis valószínűsége folytán – nem része az erőmű tervezési alapjának, de mint tervezésen túli eseményt korábban is és a jelen CBF keretében is vizsgáltuk. Villamos betáplálás nélkül nem biztosítható tartósan az atomerőmű leállított reaktoraiban és pihentető medencéiben lévő fűtőelemek hűtése. Az ezekben folyamatosan keletkező hő hűtés nélkül felmelegíti, majd elforralja a körülöttük lévő vizet, a fűtőelemek szárazra kerülnek, megsérülnek, majd megolvadnak. A felmelegedési folyamat hosszabb időn (több órán)

CBFJ.docx

2011.

73. oldal / 205


Verziószám: 1

keresztül zajlik le, ez alatt az idő alatt kell helyreállítani az esetleg elveszett villamos betáplálást. A 400 kV-os és 120 kV-os alállomások A paksi atomerőmű az országos villamosenergia-hálózathoz csatlakozik. Szükség esetén az országos hálózat mint külső feszültségforrás képes az erőmű áramellátására még az összes blokk leállása esetén is. Ezt az esetet a blokkok tervezési alapja magában foglalja. A külső villamosenergia-hálózat zavara vagy elvesztése esetén a Blokk Szigetüzemre Kapcsoló automatika leválasztja a blokkokat az országos hálózatról és csökkentett, háziüzemi teljesítményre szabályozza azokat. Az erőmű úgynevezett szigetüzembe kerül, azaz a blokkok leválnak ugyan az országos hálózatról, de nem esnek ki, vagy nem mindegyik esik ki. Akár egyetlen blokk csökkentett teljesítményű üzeme is képes mind a négy blokk háziüzemi fogyasztóit ellátni megfelelő mennyiségű villamos energiával. [2.1.1-3] Ehhez azonban az szükséges, hogy az ellátó blokkhoz tartozó 400 kV-os alállomás rész működőképes legyen. A táplált blokkok elláthatók a 400 kV-os, vagy a 120 kV-os alállomásról is, amennyiben a hozzájuk csatlakozó megfelelő rész működőképes. Ha valamelyik blokk a 120 kV-os hálózatról van betáplálva, akkor legalább egy 400/120 kV-os booster transzformátor üzeme is szükséges. Ha egyetlen blokk sem működik, vagy a 400kV-os és 120kV-os alállomás adott blokkra eső része nem működik, a blokk kívülről nem jut energiához. Lehűtése ilyenkor a dízelgenerátorai segítségével történik, amelyekből egy is elégséges a megfelelő hűtés biztosításához. A 400 kV-os és 120 kV-os alállomások nem biztonsági rendszerek, ennek megfelelően azokat és a Blokk Szigetüzemre Kapcsoló automatika itt elhelyezett műszereit és elemeit a tervezési földrengés elviselésére nem erősítették meg. (Az alállomás vezénylő épülete a 2.1.1-1. ábrán látható.)

2.1.1-1. ábra: Az alállomás vezénylő épülete

CBFJ.docx

2011.

74. oldal / 205


Verziószám: 1

A célzott biztonsági felülvizsgálat keretében áttekintettük az atomerőmű négy blokkjának az alállomásokhoz való kapcsolódását, magának az alállomásnak a rendszereit, valamint a távvezetéki kapcsolatokat az országos alaphálózattal mindkét feszültségszinten. A különféle belső és külső okokból létrejöhető meghibásodásokat a 2.1.2. és 2.1.3. alfejezetekben vizsgáltuk. Fontos körülmény az országos hálózat teljes összeomlása esetére, hogy egy, az utóbbi időben végrehajtott fejlesztés eredményeképpen dedikált módon is érkezhet a 120 kV-os betáplálás a százhalombattai, illetve a 400 kV-os betáplálás a litéri erőmű egyik gázturbinájától. Az alállomások működéséhez folyamatos kenőanyag-ellátásra nincs szükség. Hűtést üzem közben a transzformátorok igényelnek, amely zárt, kényszeráramlású olajhűtőkkel történik. Villamosenergia az olaj forgatására és a hűtők ventilátorának üzeméhez szükséges, amelyek kettős betáplálást kapnak automatikus átkapcsolással. Az alállomásokon a mérések és beavatkozások normál üzemben a háziüzemi sínekről kapnak váltóáramú betáplálást két lokális, inverteres akkumulátortelep közbeiktatásával. A normál betáplálás kiesése esetén ezek az akkumulátortelepek minimum 3,5 órán át képesek a méréseket táplálni és a szükséges beavatkozások elvégzéséhez energiát biztosítani. Az alállomások teljes és tartós elvesztése esetén minden blokknak csak a saját dízelgenerátorai állnak rendelkezésre. Más, nem az alállomáson keresztül történő keresztbetáplálási lehetőségek vizsgálatának eredményeit a 2.1.5 alfejezet ismerteti. A dízelgenerátorok Ha szigetüzem esetén mind a négy blokk leállna, tehát sem külső forrásból, sem másik blokkról nem lenne villamos energia nyerhető, akkor a blokki biztonsági dízelgenerátorok automatikus indítása biztosítja a villamosenergia-betáplálást a hűtéshez és hűtve tartáshoz. A biztonságvédelmi rendszerek hármas technológiai redundanciájának megfelelően a dízelgenerátorok is blokkonként három azonos felépítésű, egymástól teljesen független ágat képeznek. Az alkalmazott hármas redundancia és a redundáns ágak függetlensége együttesen biztosítja a rendszertől megkövetelt funkciók nagy megbízhatósággal történő ellátását és az egyszeres meghibásodások elleni védettséget. Az elemzések eredményei alapján a dízelgenerátorok teljesítménye mindkét kiépítésen megfelelő a szükséges fogyasztók ellátásához. [2.1.1-5, 2.1.1-6]. Üzemi próbák során vizsgáltuk a dízelgenerátorok hosszú távú működtethetőségét is. A stabil üzemi állapot beállását meghaladó, hosszú idejű járatások tapasztalatai bizonyították, hogy a dízelgenerátor rendszerek működését megkövetelő üzemzavarok során a rendszer képes a zóna hűtését szolgáló rendszerek huzamos időn keresztül történő kiszolgálására. A dízelgenerátor-rendszerre korábban elvégzett rendszer-megbízhatósági elemzések alapján megállapítható, hogy a rendszert alkotó egyes elemek egyedi megbízhatósága, valamint architektúrája biztosítja a rendszer funkcióinak magas rendelkezésre állását. A 12 db biztonsági dízelgenerátor mindegyikének van egy 100 m3-es földalatti üzemanyag tartálya, amelyekben földrengéstől és elárasztástól védetten a Műszaki Üzemeltetési Szabályzat 70 m3 gázolaj tárolását írja elő. Ez a mennyiség a dízelgenerátorok jellemző fogyasztását figyelembe véve legalább 120 órai üzemeléshez elégséges, tehát ez alatt kell a külső vagy belső villamosenergia-betáplálást helyreállítani, vagy további üzemanyagot a helyszínre szállítani. Tekintettel a tartályok kihasználatlan kapacitására az üzemeltetési szabályzat módosítása révén lehetőség van a fenti időtartam jelentős növelésére.

CBFJ.docx

2011.

75. oldal / 205


Verziószám: 1

A kenőanyagot a karterbe feladó kenőolaj szivattyúknál – amelyeknek a szükséges üzemideje elhanyagolhatóan kicsi – kettős redundanciát alakítottak ki. A dízelgenerátorok hűtése a biztonsági hűtővíz rendszer (BHV) felhasználásával történik, ennek kiesése esetén a dízelek üzeme csak rövid ideig tartható fent, a hűtést ilyenkor a tűzivíz rendszerről kell pótolni. Ezt az esetet a 2.1.5 alfejezetben vizsgáljuk. A szükséges mérések és vezérlések a dízelgenerátorok esetében a technológiával megegyezően, teljes redundanciában, a másik két rendszertől teljesen függetlenül épülnek fel. A dízelgenerátorok épületei könnyen megközelíthetők, a szükséges kezelések kézzel is elvégezhetők. A dízelgenerátorok tartós elvesztése nem része a tervezési alapnak. Ennek bekövetkezte esetén a reaktor és a pihentető medence elégséges hűtése hosszú távon nem biztosítható. Ez utóbbi esetre vonatkozó preventív balesetkezelési és helyreállítási lehetőségeket a 2.1.5 alfejezet tárgyalja részletesebben. A váltó- és egyenáramú belső energiaellátás A blokkok saját villamos fogyasztóit a háziüzemű transzformátorok látják el normál üzemben a generátorról, üzemen kívül pedig a 400 kV-os, vagy a 120 kV-os hálózat felől. Amennyiben ezeken sincs feszültség, azaz üzemzavari helyzetben, a biztonsági fogyasztókat tápláló sínek a dízelgenerátoroktól kapják az energiát [2.1.1-3]. Ilyen helyzetben a dízelgenerátorok teljesítményéhez igazodóan úgy kapcsolják be az egyes üzemzavari helyzetek kezeléséhez szükséges fogyasztókat, hogy azoknak és a betápláló dízelgenerátoroknak a stabil működése biztosított legyen. Ezeket a kapcsolási műveleteket az automatikus Lépcsőzetes Indítási Program valósítja meg. A háziüzemi villamos energia ellátását biztosító rendszereket a feszültség-kimaradás időtartamát tekintve három kategóriába lehet sorolni. I. kategóriájú az a villamos berendezés, amelynél a betáplálás kimaradásának időtartama a másodperc tört részét sem haladhatja meg. Ezt szünetmentes energiaellátásnak nevezzük, és mind egyen-, mind váltakozó áramú változatban léteznek. Vannak olyan betápláló rendszerek, amelyek biztonsági funkcióval rendelkeznek, felépítésük is ennek megfelelően hármas redundanciát tükröz. Az I. kategóriájú villamos betáplálási rendszerek végső tápforrásai mindig az akkumulátor telepek [2.1.1-4]. Az akkumulátorok kapacitása legnagyobb terhelés mellett is minimum 3,5 órára elegendő. A dízelgenerátorok – üzembelépésük után – ezeket az akkumulátorokat is töltik. A rendszer akkumulátor telepeit és invertereit a 2.1.1-2. és a 2.1.1-3. ábrák mutatják. II. kategóriájú az a villamos berendezés, amelynél a betáplálás kimaradásának időtartama néhány percig terjedhet. Ezt biztonsági létfontosságú fogyasztók energiaellátó-rendszerének nevezzük. Itt a fogyasztók általában váltakozó áramúak. A biztonsági fogyasztók esetében a technológia felosztását követve három egymástól független biztonsági villamosenergiaellátó-rendszer létesült. Mindhárom rendszer önállóan is képes a reaktor minden körülmények közti leállítására és a reaktor, valamint a pihentető medence lehűtött állapotban tartására. A normál üzemi betáplálás megszűnésekor az automatika a biztonsági rendszereket a Lépcsőzetes Indítási Programok alapján az elindított dízelgenerátorokra kapcsolja át. A II. kategóriájú villamos betáplálási rendszerek végső tápforrásai tehát a dízelgenerátorok.

CBFJ.docx

2011.

76. oldal / 205


Verziószám: 1

III. kategóriájú az a villamos berendezés, amelynél a betáplálás kimaradásának időtartamára nincs megkötés. Biztonsági funkciójuk nincs, tápforrásuk a blokk és a tartalék háziüzemi transzformátorok.

2.1.1-2. ábra: A blokki egyenáramú ellátás akkumulátorai

2.1.1-3. ábra: A blokki egyenáramú ellátás inverterei

CBFJ.docx

2011.

77. oldal / 205


Verziószám: 1

A biztonsági váltó- és egyenáramú rendszerek tervezése messzemenően a redundancia, a függetlenség és az önellenőrzés segítségével történt. Közös nyomvonalak nincsenek, a három redundáns rendszer függetlensége biztosított. A váltó- és egyenáramú biztonsági betáplálási rendszerek alapvetően nem igényelnek külön betáplálást, üzem-, és kenőanyagot. Kivételt képeznek az I. kategóriájú rendszerekben alkalmazott motorgenerátorok zsírpumpái, amelyek viszont teljesen automatikusan működnek. A biztonsági rendszerek mérései, szabályozókörei, adatgyűjtői az akkumulátortelepekkel szünetmentesített egyen- illetve váltóáramú biztonsági sínekről kapják az energiát, mégpedig a három redundáns betáplálás közül ugyanarról, amelyikről az érintett technológiai berendezés is, nehogy egy biztonsági sín kiesése két redundáns berendezést is érinthessen. A nem technológiai fogyasztók ellátása (vészvilágítás, telefon, operátori hírközlés stb.) fontosságuknak megfelelően részint a redundáns három I.-kategóriájú szünetmentes biztonsági betáplálás felhasználásával, részint az I. kategóriájú, szünetmentes, de nem biztonsági és redundanciával nem rendelkező betáplálás segítségével történik.

2.1.1.5

Összefoglalás

Következtetések, értékelés Az erőmű – a mélységi védelem elvének messzemenő alkalmazásával – felkészült arra, hogy a villamos betáplálás belső okból származó megszűnésének következményeit kezelje, s így eleget tesz a hazai nukleáris biztonsági szabályzatokban előírt megbízhatósági követelményeknek. A mélységi védelem első szintjeként a külső villamosenergia-hálózat zavara, vagy elvesztése esetén a blokk szigetüzemre kapcsoló automatikája leválasztja a blokkokat az országos hálózatról és csökkentett, háziüzemi teljesítményre szabályozza azokat. Akár egyetlen blokk csökkentett teljesítményű üzeme is képes mind a négy blokk háziüzemi fogyasztóit ellátni megfelelő mennyiségű villamos energiával. További biztonságot jelent, hogy dedikált betáplálási lehetőséget alakítottunk ki a százhalombattai, illetve a litéri erőmű egyik gázturbinájától az atomerőmű teljes feszültség kimaradásának elhárítására. Amennyiben a fenti lehetőségek ellenére sem külső forrásból, sem másik blokkról nem lenne villamos energia nyerhető, akkor a blokki biztonsági dízelgenerátorok automatikus indítása biztosítja a villamosenergia-betáplálást a hűtéshez és hűtve tartáshoz. A dízelgenerátorok blokkonként három azonos felépítésű, egymástól teljesen független ágat képeznek. Az alkalmazott hármas redundancia és a redundáns ágak függetlensége együttesen biztosítja a rendszertől megkövetelt funkciók nagy megbízhatósággal történő ellátását és az egyszeres meghibásodások elleni védettséget. A dízelgenerátorok számára tárolt üzemanyag mennyisége legalább 120 órai üzemeléshez elégséges. Ez az időtartam a tárolt üzemanyag mennyiség növelése révén csaknem 30 %-kal növelhető. A dízelgenerátorok hűtése a biztonsági hűtővíz rendszer felhasználásával történik, ennek kiesése esetén a dízelek üzeme csak rövid ideig tartható fent. Ezt az esetet a 2.1.5 alfejezetben vizsgáljuk. A normál betáplálás kiesése esetén az akkumulátortelepek 3,5 órán át képesek a méréseket táplálni és a szükséges beavatkozások elvégzéséhez energiát biztosítani. Az ezen időtartam alatt üzembe lépő dízelgenerátorok a továbbiakban az akkumulátor telepek töltését is végzik.

CBFJ.docx

2011.

78. oldal / 205


Verziószám: 1

A telephelyen rendelkezésre álló dízel üzemanyag tárolókapacitás figyelembevételével, az üzemeltetési szabályzat és a kezelési utasítások módosításával meg kell növelni a tárolt üzemanyag mennyiségét, hogy utánpótlás nélkül lehessen biztosítani a dízelgenerátorok 120 óránál hosszabb üzemét is.

2.1.2 A villamos betáplálás tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség 2.1.2.1


A felülvizsgálat célja a villamos betáplálás elvesztése lehetséges belső okainak azonosítása volt. Ennek során meg kellett vizsgálni a rendszerek védettségét belső tűz, elárasztás, nagyenergiájú csővezeték-törés, repeszek, műszaki (pl. üzemeltetési, karbantartási, berendezés meghibásodás), emberi, dokumentációs, vagy szervezési okokból adódó hibák eseteire. Vizsgálni kellett, hogy a tervezési követelmények (redundancia, térbeli szeparáció, diverzitás stb.) alkalmazása megfelelő védelmet biztosít-e a rendszerek számára az egyszeres, illetve közös okú hibák ellen, nem történik-e meg belső eredetű okokból a villamos betáplálás elvesztése.

2.1.2.2


A felülvizsgálat során értékeltük, hogy az NBSZ előírásai szerinti tervezési követelmények alkalmazásával nem történhet-e meg belső okokból a villamos betáplálás funkció teljes körű elvesztése. Ennek során figyelembe vettük az üzemeltetési, karbantartási, emberi, dokumentációs, vagy szervezési okokból adódó belső hibákat.

2.1.2.3


A felülvizsgálat kiterjedt a villamos betáplálás tartós elvesztésének lehetséges belső okaira az alábbi rendszerbontásban: a négy paksi blokk egyidejű kiesésekor bekövetkezhető villamoshálózati összeomlás, a dízelgenerátorok üzemképességének elvesztése, a már korábbi elemzésekben figyelembe vett kezdeti eseményekből induló, a villamos betáplálás tartós elvesztésére vezető folyamatok a (meglévő, vagy tartós terhelés miatt felléphető) műszaki állagromlás, hibás tervezés, vagy más okból degradálódott biztonsági rendszerek esetén.

2.1.2.4


A 400 kV-os és 120 kV-os alállomások nem biztonsági rendszerek, ezért ezek kettős redundanciával épültek meg és fizikai elkülönítésük nem történt meg. Ennek ellenére megállapítható volt, hogy egy-egy mezőben esetleg kialakuló tűz nem tud átterjedni másik mezőre a fizikai távolság és az éghető anyag hiánya miatt. (A korábban olajjal töltött feszültség- és áramváltókat a modernizálás során nem éghető gázszigetelésűre váltottuk ki.) Az alállomáson található két booster transzformátor egymástól tűzálló fallal van elválasztva és saját, autonóm vízködoltó rendszerrel rendelkeznek. A megszakítók robbanásbiztos kivitelűek, így repülő tárgyak hatásaival esetükben nem kell számolni. Egyedi berendezés-meghibásodás esetén a kapcsolástechnikai megoldás biztosítja a tartalékutak kialakításának lehetőségét. Az alállomás vezénylőjének elvesztése esetén a megszakítók és szakaszolók kezelése a helyi reléházakból is elvégezhető.

CBFJ.docx

2011.

79. oldal / 205


Verziószám: 1

A blokki főtranszformátorok jelentős távolságra helyezkednek el egymástól. A főtranszformátorok tűz esetére saját, autonóm vízködoltó rendszerrel rendelkeznek. A gépvezetékek, amelyek a főtranszformátorokat az alállomásokkal kapcsolják össze, szintén teljesen függetlenek egymástól. Nem került azonosításra olyan belső ok, amely ezek működését veszélyeztetné. A dízelgenerátorok esetében a redundáns kiépítés és a fizikai elválasztás a belső okból származó meghibásodások ellen hatásosan védenek. A három redundáns ágnak nincs közös eleme és szolgáltatása. A dízelgenerátor-rendszer korábban elkészített megbízhatósági elemzése kiterjedt az egyszeres meghibásodás elleni és a belső tüzek elleni védettség vizsgálatára is, és azokat megfelelőnek találta. Az elvégzett elemzések alapján a generátorok a belső elárasztás hatásainak csak minimálisan, és legfeljebb rövid ideig vannak kitéve, amely a hosszú távú üzemeltethetőségüket nem befolyásolja [2.1.2-1, 2.1.2-2]. Nagyenergiájú csővezeték-törések okozta dinamikus hatásokra a dízelgenerátor-rendszerek esetében nem kell számítani. Az elindított dízelgenerátor a vezérlőkör meghibásodásakor fellépő egyenáramvesztésre már nem áll le, tovább üzemel, mindössze a napi üzemanyag tartály automatikus utántöltése szűnik meg. Ekkor három óra áll rendelkezésre az üzemanyag betáplálás helyszíni megjavítására, a generátor folyamatos üzeme mellett [2.1.2-3]. A váltó- és egyenáramú belső energiaellátás rendszerei az üzemi épületek belsejében helyezkednek el. A repülő tárgyak, elárasztás, valamint tűz elleni védettségét alapvetően a teljesen független kiépítés és a teljesen eltérő nyomvonalak biztosítják. Az említett rendszermegbízhatósági vizsgálatok alapján megállapítottuk, hogy minden belső okból induló meghibásodásnál legalább az egyik biztonsági betáplálási ág üzemkész marad, és el tudja látni feladatát. A tervezési alapba tartozó események vizsgálata során – a nemzetközi gyakorlatnak megfelelően – az egyszeres meghibásodások számbavételénél az operátori hibákat is figyelembe vettük. Ezen túlmenően az erőmű folyamatosan törekszik az emberi hibákra visszavezethető meghibásodások visszaszorítására. Az erőmű közvetlen operatív irányításában résztvevő blokkvezénylői személyzet az erőmű pontos mására felépített teljes léptékű szimulátoron szerzi meg és tartja szinten az üzemeltetéshez, üzemzavar-elhárításhoz szükséges kompetenciákat. A nukleáris és az atomerőmű specifikus ismereteket az atomerőmű oktatási létesítményeiben üzemeltetési jogosítványt biztosító képzéseken szerzik meg a dolgozók. Nagy hangsúlyt kap a változások követése, a saját és a külföldi atomerőművek üzemeltetési tapasztalatainak megismerése, a biztonság iránti elkötelezettség növelése. Tudásukról, felkészültségükről 3-5 évenként újabb teljes körű vizsgán tesznek tanúbizonyságot. Az erőmű üzemi paramétereinek figyelését, rögzítését, az adatok kezelését, tárolását, feldolgozását, a műveletek naplózását, a munkairányítást korszerű informatikai rendszerek, eszközök támogatják. Üzemzavari helyzetben állapot-orientált kezelési utasítások, illetve súlyos-baleseti kezelési utasítások rendszere segíti az operátort a helyes döntések meghozatalában. Az erőmű jelentős energiát fordít arra, hogy a dokumentációk kezelési (készítés, tárolás, hozzáférhetőség) hatékonysága a technikai lehetőségek előrehaladásával folyamatosan javuljon. Az erőmű minőségirányítási rendszere egyértelműen meghatározza a szervezetek, egyének feladatait és felelősségét. Az erőmű szervezeti felépítése tiszta és átlátható, a felelősségi körök

CBFJ.docx

2011.

80. oldal / 205


Verziószám: 1

tisztázottak. Az erőmű sokéves üzemeltetési tapasztalata hozzájárul a munkavégzési kultúra színvonalának folyamatos emeléséhez.

2.1.2.5

Összefoglalás

A vizsgálat bemutatta, hogy az erőmű tervezési alapja belső okokból bekövetkező helyzetekben gyakorlatilag kizárja azt az esetet, amikor a külső és belső villamos betáplálás is kiesik és ezt követően egyik dízelgenerátor indulása sem sikeres. A külső és belső villamos betáplálás elvesztése esetén a biztonsági betáplálást biztosító dízelgenerátorok működőképessége alapvető fontosságú. A dízelgenerátor-rendszer a redundáns kiépítés és a fizikai elválasztás következtében a belső okból származó meghibásodások ellen hatásosan védett. A dízelgenerátor vezérlőkörének meghibásodásakor fellépő egyenáramvesztés miatt – bár a már elindított dízelgenerátor nem áll le – a napi üzemanyag tartály automatikus utántöltése megszűnik. Ekkor a generátor folyamatos üzemét feltételezve három óra áll rendelkezésre az üzemanyag betáplálás helyreállítására.

2.1.3 A villamos betáplálás rendszereinek védettsége a külső természeti hatásoktól A jelen fejezetben bemutatjuk, hogy a villamos betápláló rendszerek milyen mértékben védettek az egyes külső természeti hatásoktól. A rendszerek eredeti tervezésénél a külső hatások figyelembevétele a tervezési alapban nem volt teljes körű. A későbbiek folyamán az összes érintett rendszer ellenőrzése, minősítése és szükség esetén megerősítése megtörtént, illetve néhány esetben még folyamatban van.

2.1.3.1


A felülvizsgálat célja megállapítani, hogy a villamos betápláló rendszerek milyen mértékben védettek az egyes külső természeti hatásoktól, valamint annak értékelése, hogy a tervezési alapba tartozó külső természeti hatások eredményezhetik-e a villamos betáplálás tartós elvesztését.

2.1.3.2


A tervezési alapba tartozó környezeti hatásokkal szembeni védettségre vonatkozó követelményeket a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok 3. kötete tartalmazza, amely szerint a biztonsági funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek tervezése, méretezése során figyelembe kell venni a telephelyen jellemző természeti eredetű külső veszélyforrások járulékos terheléseit. A legrészletesebb követelmények a külső veszélyek tekintetében a földrengésre vonatkoznak. A paksi atomerőmű esetében egy földrengésre nem tervezett atomerőművet kellett egy újonnan meghatározott biztonsági földrengésre megfelelővé tenni. E földrengés-biztonsági program végrehajtása során a követendő eljárást és követelményeket számos hatósági határozat, a 3.2. hatósági irányelv, az akkor érvényes NBSZ 3. kötet szabályozta. Ezek mellett a vonatkozó NAÜ ajánlásokat is figyelembe vettük. A módszertant illetően a szerkezetek, rendszerek biztonsági és földrengés-biztonsági osztálya szerint differenciáltuk a minősítés módszereit s a minősítési eljárást, kombinálva az atomerőmű tervezéséhez előírt, szabványos módszereket és az újraminősítéshez kidolgozott elemzési és empirikus minősítési módszertant.

CBFJ.docx

2011.

81. oldal / 205


2.1.3.3

Verziószám: 1


Az 1.2.2.4 alfejezetben bemutattuk, hogy az árvízből eredő veszélyeztetettség az üzemi területen elhelyezkedő egyetlen rendszer tervezési alapjának sem kell részét képezze, így a villamos betápláló rendszerek tervezési alapjában a Duna áradását, mint veszélyforrást nem kellett figyelembe venni. Ezért ebben a fejezetben csak a rendszerek földrengésállóságát, az alacsony hűtővízszint, valamint az extrém időjárási hatások elleni védettséget értékeljük.

2.1.3.4


2.1.3.4.1 Földrengés elleni védettség A földrengés esetén a reaktor leállításának, lehűtésének és tartós hűtésének feltétele a biztonsági villamosenergia-ellátás rendszereinek működőképessége, rendelkezésre állása. Ennek működését biztosító alapvető alrendszerek: a redundáns kialakítású blokki akkumulátor telepek, amelyek az I. kategóriájú biztonsági villamos energia ellátó rendszer végső betáplálási forrásai, a dízelgenerátorok, amelyek a II. kategóriájú biztonsági villamos energia ellátó rendszer végső betáplálási forrásai. A villamos galériák földszinti helyiségeiben található biztonsági akkumulátor telepeket a földrengés-biztonsági követelményekre tekintettel – még korábban – földrengésre minősítettekre cseréltük. A dízelgépeket és a kapcsolódó rendszereket, elosztókat a felállításuk helyére jellemző padlóspektrumok figyelembevételével megfelelő módon minősítettük. A villamos betáplálás rendszereit befogadó épületek mindegyikét minősítettük vagy megerősítettük. Az acél csarnokszerkezetek hossz- és keresztirányú, földrengésből származó vízszintes erőhatásokkal szembeni merevségét jelentős építészeti beavatkozások árán (merevítő elemek-, lehorgonyzások beépítése, csomóponti kötések megerősítése) megnöveltük a földrengésállóság biztosítása érdekében. A 400 kV-os és 120 kV-os alállomások nem biztonsági rendszerek és nincsen funkciójuk a biztonsági földrengések esetén. A 2.1.5.4 fejezetben bemutattuk, hogy ezek az alállomások a blokkok számára nagyon sokféle alternatív betáplálási lehetőséget tudnak biztosítani, amennyiben nem sérülnek meg. Szintén jelentős előnyt jelent a földrengést követő helyreállítás esetén, ha az alállomások alkalmasak külső betáplálás fogadására. Egy jelentős földrengés után az ország villamosenergia-ellátásának helyreállításához ugyancsak szükséges az alállomás épsége. Az alállomások és a szigetüzemre kapcsoló automatikák földrengéssel szembeni védettségét érdemes növelni. Az akkumulátorokat, elosztó szekrényeket, paneleket, táblákat magukba foglaló villamos és irányítástechnikai helyiségek téglafalainak állékonyságát ellenőriztük, az összes olyan falat megerősítettük, amely biztonsági berendezés vagy kábel környezetében található, és esetleges rongálódása következtében azokban kárt tehet. A falmegerősítések merevítő tartók beépítésével történtek, amelyek rögzítése a födémtárcsákhoz és egymáshoz kötött csomópontokkal valósult meg. A dízel állomások tekintetében az épületek kialakításának különbsége miatt mindkét épületre egyedileg végeztük el a földrengésállóság értékelését és a szükséges mértékű megerősítéseket. A dízelgenerátorok és épületeik a biztonsági földrengést funkcióvesztés nélkül elviselik. A biztonsági villamos rendszerek kábelcsatornái és kábelei földrengésállóságát felülvizsgáltuk. A felülvizsgálat eredményétől függően, szükség szerint a kábelek, kábelkötegek földrengés

CBFJ.docx

2011.

82. oldal / 205


Verziószám: 1

közbeni mozgásának korlátozását biztosító műszaki megoldásokat alkalmaztunk, elvégeztük a kábeltartók pótlólagos alátámasztását vagy a kábelcsatornák épségét potenciálisan veszélyeztető környezeti elemek (jellemzően téglafalak) megerősítését. Megtörtént a hermetikus kábelátvezetők minősítése is. A dízelgépházakat, valamint a vízkivételi műveket a főépülettel összekötő kábelalagutak utólagos szeizmikus minősítése azok szerkezeti robusztusságának megfelelőségét igazolta, fizikai állagromlásokat megakadályozó intézkedésekre, vízszigetelésük helyreállítását célzó beavatkozásokra a földrengésvizsgálatuk nyomán sor került. A villamos és irányítástechnikai berendezések földrengésállóságának vizsgálatát olyan kiválasztott berendezés és készülék típusokra végeztük el, mint a kontaktus-pergésre hajlamos relék vagy az ilyeneket magukba foglaló összetettebb berendezések, amelyek megbízható működését zavarja a földrengés okozta rezgés. E készülékek mindegyikének működőképességét rázópados teszteléssel ellenőriztük a vonatkozó szabvány szerint. A vizsgálatok eredményei alapján az erőműben alkalmazott készüléktípusok túlnyomó többsége a biztonsági földrengés esetén is képes teljesíteni az előírt funkciókat. A nem megfelelő relétípusokat kiváltottuk. 2.1.3.4.2 Alacsony vízszint elleni védettség A villamos betáplálási rendszer működőképességét a Duna vízszintje csak a rendszerelemek és segédrendszerek hűtését biztosító hűtőrendszereken keresztül befolyásolja. A hűtővíz ellátással kapcsolatos értékelést a 2.2.3.4. alfejezet tartalmazza. 2.1.3.4.3 Más extrém környezeti hatások elleni védettség Az 1.2.4.4 fejezetben már rögzítettük, hogy az extrém környezeti hatások elleni védettség ellenőrzésére és dokumentálására vonatkozó, korábban elhatározott vizsgálat még folyamatban van. A villamos biztonsági energiaellátó rendszerekre vonatkozóan egy rendszertechnikai értékelés már készült, amelynek előzetes megállapításait az alábbiak szerint közöljük. Szélsőséges szélterhelés A szélsőséges szélterhelés következményeként a külső hálózat elvesztése akkor lehetséges, ha a széllökések hatására az összes telephelyről elmenő távvezeték megsérül. A biztonsági villamos betáplálás rendszerei, a dízelgenerátorok megfelelően védett épületben helyezkednek el, így azoknak a szélterhelés miatti elvesztésére nem kell számítani. A szélsőséges erősségű szeleket kísérő egyéb járulékos hatások (pl. homok, por) szintén veszélyeztethetik a villamos betáplálási rendszereket. A zárt, üvegfal nélküli helyiségnél nincs közvetlen homok/por hatás, illetve a szellőző befúvó rendszereken szűrő biztosítja a portalanítást. Esetlegesen sérült üvegablakon keresztül bekerülő, extrém mennyiségű homokés porfelhő a passzív elemeket (kábel, elosztó, akkumulátor telep) nem veszélyezteti, a relék, mágneskapcsolók és megszakítók érintkezőjére megült por okozhat – megnövelve az átmeneti ellenállást – működés-elmaradást, ezért az ilyen készülékeket tartalmazó, biztonság szempontjából fontos szekrények por elleni védettségét még vizsgálni kell. A dízelgépek vezérlőszekrényei megfelelően minősítettek és por ellen védettek. A gépek egyéb villamos szekrényeit szintén csak sérült ablakon keresztül érhetné közvetlen porterhelés, de ezek a szekrények zártak. A dízel alállomás szabadtéri biztonsági alelosztói megfelelő por elleni védettséggel rendelkeznek.

CBFJ.docx

2011.

83. oldal / 205


Verziószám: 1

A dízelgenerátorok égéslevegőjét biztosító rendszerek indulásnál a belső légtérből, majd a névleges fordulatszám elérése után zsalu átváltással a külső légtérből szívnak szűrőkamrán keresztül. Üzemi tapasztalatok alapján homokviharok nem okoztak eddig szűrőeltömődést. Nagy portartalmú levegőben hosszú üzemelés esetén a szűrőeltömődés biztosan bekövetkezik. Szűrőt üzem közben nem lehet cserélni. Kézi beavatkozással a légbeszívó zsalut át lehet váltani belső légbeszívásra, ahonnan a motor tartósan üzemeltethető. A blokkvezénylőben lévő biztonsági villamos betáplálás átkapcsoló szekrényei por ellen nem védettek, de azokat közvetlenül nem is érheti ilyen terhelés, mert az ablak felülettől távol helyezkednek el, a szellőző rendszerek tisztítják a levegőt, valamint helyszíni intézkedéssel megakadályozható a tartós por jelenléte. Megállapítható, hogy sérült üvegen behatoló extrém homok/por ellen megfelelően védettek a berendezések, vagy szellőző rendszerekkel és/vagy intézkedéssel (takarás, szellőztetés) elkerülhető a tartós porterhelés miatti funkcióvesztés. Az ilyen esetben végrehajtandó kezelői intézkedésekről megfelelő írásos utasítás áll rendelkezésre. Extrém magas külső hőmérséklet A villamos betáplálás rendszereinek épületen belüli terei klimatizáltak. Amennyiben e helyiségek hűtése nem állna rendelkezésre, úgy az adott térben extrém magas hőmérséklet alakulhat ki. Az elosztókban, vezérlő szekrényekben alkalmazott automatika és irányítástechnikai relék, kismegszakítók, védelmek túlnyomó többsége legalább +50 °C-ig biztonságosan és hosszú távon ellátják funkciójukat. Rövidebb időtartamra (1-2 hét) megengedhető jóval magasabb hőmérséklet is, aminél még ellátják funkciójukat. A dízelgenerátorok vezérlő rendszereinek +55 °C-ig garantált az üzemeltetésük, megfelelő üzemi hőmérsékletről klímarendszerek gondoskodnak. A szabadtéri elosztókban lévő megszakítók, mágneskapcsolók +60 °C-ig biztonságosan ellátják funkciójukat. Ennél magasabb hőmérséklet a minimális belső hőtermelés figyelembevételével sem várható. Villamos biztonsági kábelhelyiségek megengedett környezeti hőmérséklete +40 °C lehet. A leggyakrabban alkalmazott PVC szigetelésű kábeleknek maximum +70 °C lehet az üzemi hőmérséklete. Az akkumulátor helyiségeknél biztosított klíma és szellőztető rendszer. Amennyiben a helyiségek hűtése üzemképtelenné válna és szélsőségesen magas környezeti hőmérséklet állna fenn, akkor sem alakul ki magasabb hőmérséklet, mint az elektrolitra megengedett +55 °C. A magasabb hőmérséklet nem befolyásolja a leadható kapacitást sem. A biztonsági szünetmentes betáplálást biztosító berendezés maximum +40 °C környezeti hőmérsékletig üzemeltethető, az ennél alacsonyabb hőfokot az üzemelő szellőztető rendszerek biztosítják. Ha kiesik a befúvó rendszer, a saját hőtermelés következtében a berendezés túlmelegedhet. Ebben az esetben a szellőztetéssel vagy mobil klímák telepítésével kell helyreállítani a helyiség hőmérsékletét, amit kezelési utasítás ír elő. Egyéb terekben (számítógép helyiségek, turbina- és reaktorcsarnok, blokkvezénylő, biztonsági hűtővíz szivattyúk helyisége, segédépület) megtalálható villamos biztonsági elosztók funkcióját nem veszélyezteti az extrém magas külső hőmérséklet. Az időjárási előrejelzések alapján az extrém magas hőmérsékletek hatásaira előzetesen fel lehet készülni. Amennyiben villamos energia rendelkezésre áll, a hűtési rendszerek üzemelnek, mobil klímagépek kihelyezhetőek. Ilyen esetben végrehajtandó kezelői intézkedésekről megfelelő írásos utasítás áll rendelkezésre.

CBFJ.docx

2011.

84. oldal / 205


Verziószám: 1

Extrém alacsony hőmérséklet A villamos betáplálás rendszereinek épületen belüli kezelő terei fűthetőek. A szélsőséges hideg nem okoz működésbeli problémát az érintett, zárt, üvegfal nélküli helyiségekben elhelyezkedő rendszerelemeken. Kábelek esetén a PVC szigetelés minimum -20 °C-ot képes elviselni, de a nem kültéren elhelyezkedő talajmenti alagutakban és a villamos galériák kábelcsatornáiban a még saját hőtermeléssel is rendelkező kábelek burkolatán nem is várható extrém hideg alatt sem ennél alacsonyabb hőmérséklet. Az I. kiépítés dízelgenerátorainak bizonyos kábelei az épület üvegablakának esetleges sérülése esetén kerülhetnek extrém hideg térbe. Ilyen esetben haladéktalanul takarással kell ellátni a kitört felületeket és ideiglenes fűtést kell biztosítani. A személyzet műszakonként kétszer ellenőrzi a helyiségeket, így az esetleges ablaksérüléskor a szükséges intézkedések rövid időn belül megkezdhetők. Biztonsági akkumulátor telepeknél az előírt elektrolit hőmérséklet alsó határa 0 °C. Ilyen hőmérséklet is csak sérült ablak esetén alakulhat ki. Ebben az esetben haladéktalanul a betört ablakfelületet takarni kell és ellenőrizni a fűtési rendszer működését, illetve ideiglenes fűtést kell biztosítani. Az I. kiépítés dízelgenerátor vezérlőszekrényeiben üzemelő PLC és tápegysége alsó üzemi hőmérséklete 0 °C. A helyiség rendelkezik fűtéssel, így sérült kitört üvegablak esetén intézkedni kell a sérült falfelület letakarásáról és a fűtés ellenőrzéséről, illetve igénybevételéről. A dízelgenerátorok szabadtéri elosztói rendelkeznek belső szekrényfűtéssel. Az időjárási előrejelzések alapján az extrém alacsony hőmérsékletek hatásaira előzetesen fel lehet készülni. Amennyiben villamos energia rendelkezésre áll, a fűtési rendszerek üzemelnek, mobil fűtőtestek kihelyezhetőek. Ilyen esetben végrehajtandó kezelői intézkedésekről megfelelő írásos utasítás áll rendelkezésre. Szélsőséges esőzés A szélsőséges mennyiségű csapadék hatásának értékelése még nem fejeződött be. Már elkészült az atomerőmű csapadékelvezető hálózatának hidraulikai modellje. A különböző terhelések mellett azonosítani fogjuk a kritikus helyeket és meghatározzuk, hogy ott milyen a biztonság szempontjából fontos berendezéseket veszélyeztet az adott területen létrejövő rövid idejű elöntés. Az esetleg szükséges javító intézkedések kidolgozása azt követően történik meg. Az akkumulátortelepek esetén az esetleges csapadékbetörés nem okozhat sérülést, mert a tárgyi berendezések alapkereteken helyezkednek el. A dízelgenerátorok szabadtéri elosztói csapadék ellen megfelelően védettek. Szélsőséges havazás Az atomerőmű területén a jégmentesítésre és a hó eltakarítására megfelelő munkagépek rendelkezésre állnak. A megfelelő eljárásrendek szerint a közlekedési utak és a technológiai létesítmények környezetét folyamatosan takarítják. Az üzemi területen eltakarított hó elszállításra kerül, így olvadás esetén nem alakulhat ki elárasztás. A tervezési megoldásoknak köszönhetően a szabadtéri villamos berendezések elviselik a szélsőséges havazás következményeit.

CBFJ.docx

2011.

85. oldal / 205


Verziószám: 1

Villámcsapás Az erőmű külső villámvédelmi rendszerét a vonatkozó szabvány alapján tervezték és építették ki. A villámvédelmi berendezések mind szilárdsági, mind termikus szempontból megfelelnek a 200 kA-es igénybevételnek. A villámvédelmi berendezések felülvizsgálata megtörtént, néhány esetben javításokat hajtottak végre. Az erőmű tervezése, kivitelezése időszakában az akkor érvényes előírások, szabványok nem követelték meg a villám elektromágneses impulzusa elleni túlfeszültség védelem kiépítését. Az elmúlt évek során az újonnan beépítésre kerülő berendezések esetében az ilyen védelmet kialakítottuk.

2.1.3.5

Összefoglalás

A villamos betápláló rendszerek külső környezeti hatásokkal szembeni védettségére vonatkozó felülvizsgálat alapján a következők állapíthatók meg. Az atomerőmű tervezésekor az extrém környezeti hatások figyelembevétele nem volt teljes körű. A későbbiek folyamán az összes érintett rendszer ellenőrzése, minősítése és szükség esetén megerősítése a földrengésre megtörtént, az extrém időjárási hatásokra vonatkozóan pedig folyamatban van. A földrengés esetére kidolgozott lehűtési és tartós hűtési technológia biztosítja a reaktorban és a pihentető medencében tárolt üzemanyag hűtéséhez és az egyéb biztonsági funkciókhoz szükséges villamos betáplálást az ehhez szükséges rendszerek földrengésállóságot szolgáló minősítéseinek és megerősítéseinek köszönhetően. A megerősítések, minősítések megtörténtek a technológia működőképességéhez szükséges minden rendszerre, rendszerelemre, a befogadó épületekre, tartószerkezetekre, a működéshez szükséges villamos és irányítástechnikai rendszerekre, illetve sérülést okozó kölcsönhatások kivédésére. A villamos betáplálási rendszerek tervezési alapjában a Duna áradását mint veszélyforrást nem kellett figyelembe venni. A Duna alacsony vízszintjéből származható hatást, úgymint egyes villamos rendszerek hűtésének elvesztését a 2.2.3.4. alfejezet vizsgálja. 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, végrehajtása folyamatban van. Az eddig elvégzett előzetes rendszertechnikai vizsgálatok a villamos betáplálás rendszerei tekintetében nem tártak fel jelentősebb kockázatra utaló problémát. A nem-biztonsági, ezért földrengésre nem megerősített 400 kV-os és 120 kV-os alállomások a blokkok számára nagyon sokféle betáplálási lehetőséget tudnak biztosítani, amennyiben nem sérülnek meg. Az alállomások és a szigetüzemre kapcsoló automatikák földrengéssel szembeni védettségét értékelni és szükség szerint növelni kell.

CBFJ.docx

2011.

86. oldal / 205


Verziószám: 1

2.1.4 A villamos betáplálási funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatásokra 2.1.4.1.


Jelen fejezet célja annak bemutatása, hogy a villamos betáplálás tartós elvesztését a tervezési alapon túli külső hatások mely szintje milyen eséllyel képes kiváltani. Ebben a tekintetben a felülvizsgálat célja a villamos betáplálás rendszerei tervezésen túli külső hatásokra vonatkozó tartalékainak meghatározása.

2.1.4.2


A külső hatásokra vonatkozó követelmények a tervezési alaphoz rendeltek. A Nukleáris Biztonsági Szabályzatok 3. kötete szerint alapvető tervezési követelmény, hogy az erőműnek védettnek kell lennie bármely, 10-4/év értéknél nagyobb gyakorisággal bekövetkező külső hatással szemben. Az ezen veszélyeztetettségi szinten felüli tartalékokra vonatkozóan nincsenek megszabva tervezési követelmények a szabályzatokban, de a tervezési követelménynél kisebb gyakorisággal fellépő külső eseményeket a biztonsági elemzésben figyelembe kell venni legalább 10-7/év gyakoriságig. A tervezési alaphoz tartozó veszélyeztetettség elleni védelmet biztosító tervezés konzervatív jellege, a beépített tartalékok által biztosított robosztusság miatt nem szükségszerű, hogy bármely, a kritériumnál alacsonyabb gyakorisággal bekövetkezhető külső hatás esetén az erőmű biztosan olyan mértékben sérülne, amely súlyos balesethez vezetne.

2.1.4.3


A felülvizsgálat terjedelmébe minden potenciálisan fontos természeti eredetű külső veszély beletartozik. E veszélyek közül az 1.2.2. alfejezetben, továbbá az 1.2.3. alfejezetben dokumentált vizsgálatok megállapításai szerint a jelen vizsgálat során nem szükséges számolni a Duna extrém alacsony és extrém magas vízállásával. Az extrém terheléseket okozó meteorológiai hatások értékelését a blokkok korábbi időszakos biztonsági felülvizsgálatának eredményeként az 1.2.4.5 alfejezetben megadott javító intézkedés keretében végezzük. Jelenleg még nem állnak rendelkezésre olyan eredmények, amelyek alapján a tervezési alapon túli tartalék az extrém időjárási körülményekre megítélhető lenne. Összességében a tervezési alapon túli tartalék szempontjából jelenleg konkrétan értékelhető külső természeti eredetű esemény a földrengés.

2.1.4.4


A földrengés hatásaira vonatkozó valószínűségi biztonsági elemzés [2.1.4-1] készítésekor figyelembe vettük a kockázathoz hozzájáruló valamennyi rendszert, szerkezetet (épületet), illetve rendszer- és szerkezeti elemet, beleértve: a gépészeti berendezéseket (szivattyúkat, csővezetékeket, armatúrákat); a gépészeti berendezések működésére hatással lévő villamos és irányítástechnikai elemeket (reléket és egyéb készülékeket); a rendszerelemeket magukba foglaló épületszerkezeteket; azon szerkezeteket, épületeket, amelyek sérülésükkel vagy rádőlésükkel veszélyeztethetik a vizsgált berendezések működőképességét (pl. szellőzőkémény, egészségügyi és laborépület). Az egyéb rendszerekhez és rendszerelemekhez hasonlóan a felülvizsgálat tárgyát képező villamos betáplálás biztosításában résztvevő összes rendszerre és rendszerelemre

CBFJ.docx

2011.

87. oldal / 205


Verziószám: 1

meghatároztuk azok sérülékenységének mértékét. Így minden rendszerelemre ismert, hogy adott erősségű földrengés esetén milyen eséllyel veszíti el funkcióját. Az e rendszerekre vonatkozó modellrészek és adatok felhasználásával a villamos betáplálás tartós elvesztésére specifikus modellt építettünk. A tervezésen túli tartalékot a modell kiértékelése alapján határoztuk meg. A modellépítés és számítás részleteit [2.1.4-2] tartalmazza. A számításokhoz felhasználtuk a földrengés PSA keretében meghatározott sérülékenységi jellemzőket [2.1.4-3], továbbá a földrengésvédelmi megerősítések, minősítések eredményeit. A villamos betáplálás az alábbi két esemény együttes bekövetkezése esetén vész el: a normál villamos betáplálás elvesztése, a dízelgenerátorok mint a normál villamos betáplálás kiesése esetén rendelkezésre álló egyetlen elhárítási lehetőség elvesztése. A villamos betáplálás tartós elvesztése azt jelenti, hogy nem vesszük figyelembe a helyreállításra irányuló beavatkozást, valamint a 2.1.5. fejezetben értékelt és esetlegesen sikeresen alkalmazható alternatív villamos betáplálási lehetőségeket. A vizsgálathoz felhasznált alap földrengés PSA eredetileg is e feltételezéssel készült abból adódóan, hogy a földrengésvédelmi technológiai átalakítások (FTÁ) szerinti elhárítás eleve 72 órás feszültségkieséssel (normál villamos betáplálás elvesztése) számol, a meghibásodott elhárító rendszerek helyreállítását pedig a PSA elemzések nem veszik figyelembe. A következőkben megvizsgáltuk, hogy mely földrengés által okozott sérülések válthatják ki a villamos betáplálás elvesztéséhez vezető eseményeket. A normál betáplálás elvesztését okozó, a földrengés PSA elemzésben azonosított sérülések az alábbiak: A szabadtéri transzformátorállomás berendezéseit veszélyeztető, ezen keresztül a külső hálózat elvesztését okozó talajfolyósodás, amely a szabadtéri transzformátorállomás szigetszerű süllyedése, megdőlése által okoz sérülést; HCLPF3 = 0,19 g. A főépület szigetszerű süllyedését okozó talajfolyósodás, amely a főépülethez kívülről kapcsolódó rendszerek (pl. földalatti csővezetékek, villamos vezetékek) sérülését okozza; HCLPF = 0,20 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett villamos és irányítástechnikai elemek4 együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a normál villamos betáplálás 6 kV-os sínjei folyamatos üzeméhez szükséges egyes megszakítók, relék, amelyek a földrengés által kiváltott ún. kontaktus-pergés következtében rövid idő alatt többször nyitnak-zárnak, ezáltal téves működéseket váltanak ki, így okozzák a normál villamos betáplálás kiesését; HCLPF = 0,27 g. A földrengésvédelmi megerősítések következtében földrengés hatására egy szerkezetként viselkedő reaktorcsarnok – hosszirányú villamos galéria – turbinacsarnok 3

4

HCLPF (High-Confidence-of-Low-Probability-of-Failure) jelenti azt a maximális szabadfelszíni gyorsulással kifejezett földrengészintet, amelynél 95 % konfidenciaszinten legfeljebb 5 % a földrengés miatti sérülés esélye. Gyakorlati tapasztalatok alapján ennél kisebb földrengés esetén az adott sérülés bekövetkezése kizárható. Azon villamos és irányítástechnikai rendszerelemek csoportja, amelyekről eddigi földrengések és földrengésvédelmi vizsgálatok tapasztalatai alapján belátható volt, hogy sérülésük esélye egy adott, megfelelően magas terhelési értékig, 0,27 g mértékű vízszintes talajfelszíni gyorsulásig, elhanyagolhatóan kicsi, gyakorlatilag kizárható. E küszöbértéknél mint a csoport egészére vonatkozó alsó szűrési szintnél magasabb terhelések esetén a csoportbeli rendszerelem-sérüléseket, konzervatív módon, teljes korrelációban lévő (egyszerre bekövetkező) eseményeknek tekintettük a vizsgálat során. A csoport elemei együttes sérülésének esélyét a vonatkozó sérülékenységi paraméterek határozzák meg.

CBFJ.docx

2011.

88. oldal / 205


Verziószám: 1

épületkomplexum sérülése, amely egyrészt a külső villamos kapcsolódások elvesztésén, másrészt az épületkomplexumon belüli villamos hálózat elvesztésén keresztül okozza a normál villamos betáplálás elvesztését; HCLPF = 0,29 g. A keresztirányú villamos galéria sérülése, amely a normál 6 kV-os elosztók sérülését okozza; HCLPF = 0,35 g. Felső küszöbértékkel jellemzett elemek5 együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a normál villamos betáplálási rendszer főbb elemei, pl. maguk a villamos elosztók is; HCLPF = 0,53 g. Külső hálózat elvesztése a földrengés következtében; HCLPF = 0,11 g. A dízelgenerátorok általi betáplálás elvesztését okozó, a földrengés PSA elemzésben azonosított sérülések az alábbiak. A főépület szigetszerű süllyedését okozó talajfolyósodás, amely a főépülethez kívülről kapcsolódó rendszerek (pl. a dízelgenerátorok felőli betáplálási útvonal) sérülését okozza; HCLPF = 0,20 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett villamos és irányítástechnikai elemek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a dízelgenerátorok és segédrendszereik üzeméhez szükséges egyes megszakítók, relék; HCLPF = 0,27 g. A dízelgenerátorok egyes tartószerkezeteinek, támaszainak sérülése, amely a dízelgenerátorok közvetlen üzemképtelenségét okozza; HCLPF = 0,30 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett gépészeti elemek és szerkezetek6 együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a dízelgépházak téglafalai, amelyek összedőlése a dízelgenerátorok és segédrendszereik közvetlen sérülését okozza; HCLPF = 0,35 g. Felső küszöbértékkel jellemzett elemek együttes sérülése. Ezekhez tartozik többek között a dízelgenerátorok és segédrendszereik gépészeti elemeinek jelentős része; HCLPF = 0,53 g. A vízművezénylő sérülése közvetve okozza a dízelgenerátorok üzemképtelenségét azáltal, hogy a sérülés a dízelgenerátorok működéséhez szükséges biztonsági hűtővíz rendszer kiesését okozza; HCLPF = 0,27 g. A földrengésvédelmi megerősítések következtében földrengés hatására egy szerkezetként viselkedő reaktorcsarnok – hosszirányú villamos galéria – turbinacsarnok épületkomplexum sérülése szintén közvetve okozza a dízelgenerátorok üzemképtelenségét azáltal, hogy a sérülés a dízelgenerátorok működéséhez szükséges biztonsági hűtővíz rendszer vezetékeinek sérülése miatt a rendszer kiesését idézi elő; HCLPF = 0,29 g. A 2. kiépítés dízelgenerátorai a működésükhöz szükséges villamos 5

6

Azon rendszerek, szerkezetek, rendszer- illetve szerkezeti elemek csoportja, amelyekről eddigi földrengések és földrengésvédelmi vizsgálatok tapasztalatai alapján belátható volt, hogy sérülésük esélye egy adott, megfelelően magas terhelési értékig, 0,50 g mértékű vízszintes talajfelszíni gyorsulásig, elhanyagolhatóan kicsi, gyakorlatilag kizárható. E küszöbértéknél mint a csoport egészére vonatkozó felső szűrési szintnél magasabb terhelések esetén a csoportbeli szeizmikus sérüléseket, konzervatív módon, teljes korrelációban lévő (egyszerre bekövetkező) eseményeknek tekintettük a vizsgálat során. A csoport elemei együttes sérülésének esélyét a vonatkozó sérülékenységi paraméterek határozzák meg. Azon gépészeti elemek és szerkezetek csoportja, amelyekről eddigi földrengések és földrengésvédelmi vizsgálatok tapasztalatai alapján belátható volt, hogy sérülésük esélye egy adott, megfelelően magas terhelési értékig, 0,35 g mértékű vízszintes talajfelszíni gyorsulásig, elhanyagolhatóan kicsi, gyakorlatilag kizárható. E küszöbértéknél mint a csoport egészére vonatkozó alsó szűrési szintnél magasabb terhelések esetén a csoportbeli szeizmikus sérüléseket, konzervatív módon, teljes korrelációban lévő (egyszerre bekövetkező) eseményeknek tekintettük a vizsgálat során. A csoport elemei együttes sérülésének esélyét a vonatkozó sérülékenységi paraméterek határozzák meg.

CBFJ.docx

2011.

89. oldal / 205


Verziószám: 1

betáplálást is kapnak az épületkomplexum felől, a betáplálás épületsérülés miatti elvesztése e kiépítésen szintén a dízelgenerátorok sérülését okozza. A vízkivételi mű sérülése is közvetve okozza a dízelgenerátorok üzemképtelenségét azáltal, hogy a sérülés a dízelgenerátorok működéséhez szükséges biztonsági hűtővíz elvesztéséhez vezet; HCLPF = 0,47 g. A biztonsági hűtővíz tartályok sérülése is közvetve okozza a dízelgenerátorok üzemképtelenségét, mivel a normál villamos betáplálás kiesése esetén nem biztosított a dízelgenerátor üzembe lépéséhez szükséges hűtővízáram; HCLPF = 0,47 g. Amint az a sérülések leírásából is megállapítható, bizonyos sérülések egyszerre okozzák a normál villamos betáplálás elvesztését és a dízelgenerátorok üzemképtelenségét. A két esemény együttes fellépéséhez vezető összes sérülési kombináció, valamint az egyes szeizmikus sérülésekre vonatkozó sérülékenységi jellemzők felhasználásával [2.1.4-3] meghatároztuk a villamos betáplálás földrengés miatti teljes elvesztésének valószínűségét, azaz az eredő sérülékenységet. A számítások részleteit [2.1.4-2] tartalmazza. A villamos betáplálás elvesztésére vonatkozó átlagos sérülékenységi görbét a 2.1.4-1. ábra szemlélteti. Az ábrán a villamos betáplálás elvesztésének, mint végeseménynek a valószínűsége látható a szabadfelszíni gyorsulással kifejezett terhelés függvényében, feltüntetve egyúttal a tervezési alaphoz tartozó biztonsági földrengésre (SSE) vonatkozó vízszintes szabadfelszíni gyorsulás értékét is. Látható, hogy a tervezési alapon túli földrengések esetében a végesemény bekövetkezése korántsem biztos; a bekövetkezés átlagos valószínűsége 0,46 g vízszintes szabadfelszíni gyorsulásnál éri el a 0,5 értéket, amely gyorsulás viszont már a 10-5/év körüli gyakorisággal előforduló, vagyis a tervezési alapnál jelentősen ritkább földrengésekre jellemző.

tervezési alap = 10 -4/év gyakorisággal fellépő földrengés

1

0.9

Végesemény valószínűsége

0.8

0.7

0.6

0.5

0.4

0.3

jelenlegi állapot

talajfolyósodás elleni védelem megerősítése esetén

0.2

0.1

0 0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1

PGA, g

2.1.4-1. ábra: A villamos betáplálás földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében

CBFJ.docx

2011.

90. oldal / 205


Verziószám: 1

Az eredmények alapján megállapítható, hogy az alacsonyabb gyorsulástartományokban a főépület süllyedését okozó talajfolyósodás domináns szerepet játszik a végesemény bekövetkezési valószínűségében. Ennek egyik oka, hogy e talajfolyósodás egyidejűleg vezet a normál villamos betáplálás elvesztéséhez és a dízelgenerátorok általi betáplálás ellehetetlenüléséhez. Másik oka, hogy a talajfolyósodás fellépése csak viszonylag alacsony gyorsulások esetén zárható ki, amelynek hátteréről további részletek az 1.2.1. alfejezetben találhatók. Megvizsgáltuk ezért, hogy a talajfolyósodás hatásai elleni védelem kialakítása/megerősítése esetén milyen mértékben változnának a tartalékok. Ha megerősítéssel sikerül a főépület süllyedését okozó talajfolyósodás miatti szeizmikus sérülések jellemzőit az alsó küszöbértékkel jellemzett gépészeti elemek és szerkezetek sérülékenységéig javítani, akkor a villamos betáplálás elvesztésére vonatkozó átlagos sérülékenységi görbe a 2.1.4-1. ábrán vékonyabb vonallal jelzettek szerint módosul. Látható, hogy a tartalékok a tervezési alapba tartozót csak kismértékben meghaladó földrengések esetében számottevő mértékben növekednek, pl. 0,3 g vízszintes talajfelszíni gyorsulás esetén a végesemény bekövetkezésének átlagos valószínűsége 0,09-ről 0,05-re csökken. Pihentető medence hűtéséhez szükséges villamos betáplálás A felülvizsgálat során megállapítottuk, hogy a reaktorból és a pihentető medencéből történő hőelvonáshoz szükséges villamos betáplálás elvesztését okozó sérülések szempontjából érdemi különbség nincsen, a villamos betáplálás elvesztése a reaktort és a pihentető medencét egyszerre érinti. A közölt eredmények tehát mindkettőre együtt érvényesek. Üzemállapotok szerinti vizsgálat A fentiekben ismertetett földrengés miatti sérülések a reaktor, illetve a pihentető medence bármely tervezett, szokásosan megvalósuló üzemállapotában ugyanolyan módon, illetve ugyanazokban a kombinációkban váltják ki a villamos betáplálás elvesztését. A villamos betáplálás tartós elvesztésének esélye és a tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalék nem függ a reaktor, illetve a pihentető medence üzemállapotaitól. A tervezésen túli tartalék így valamennyi üzemállapotban azonosnak tekinthető.

2.1.4.5

Összefoglalás

A felülvizsgálat során meghatároztuk, hogy a villamos betáplálás tartós elvesztését a tervezési alapon túli földrengések mely szintje milyen eséllyel képes kiváltani, vagyis meghatároztuk a villamos betáplálás funkció tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalékait. Az eredmények alapján kijelenthető, hogy a villamos betáplálás rendszerei egy tervezési alapon túli földrengés esetén sem feltétlenül sérülnek meg, sérülésük esélye természetesen a földrengés erősségével növekszik. Azonosítottuk az alacsonyabb gyorsulástartományokban meghatározó szerepet játszó sérülési módot, amely a főépület süllyedését okozó talajfolyósodás. Értékeltük, hogy egy ilyen talajfolyósodás elleni védelem kialakítása, megerősítése mennyiben növeli meg a tartalékokat. Azt találtuk, hogy a tervezési alapnál nem sokkal erősebb földrengésekre a tartalékok növekedésének mértéke számottevő. Erre vonatkozóan a 2.2.3. fejezetben a védettséget fokozó javító intézkedést tűztünk ki. A villamos betáplálás elvesztését okozó sérülések szempontjából a reaktor és a pihentető medence nem különbözik egymástól, a villamos betáplálás elvesztése a reaktort és a pihentető medencét egyszerre érinti. A villamos betáplálás tartós elvesztésének esélye és a tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalék nem függ a reaktor, illetve a pihentető medence üzemállapotaitól. A tervezésen túli tartalék így valamennyi üzemállapotban azonosnak tekinthető.

CBFJ.docx

2011.

91. oldal / 205


Verziószám: 1

2.1.5 A villamos betáplálás tartós elvesztése megelőzésének és preventív balesetkezelésének lehetséges módozatai 2.1.5.1


A felülvizsgálat célja a rendelkezésre álló kezelési utasítások, rendszertechnikai ismeretek és egyéb üzemeltetői tapasztalatok alapján mindazoknak a preventív balesetkezelési lehetőségeknek a felmérése és értékelése, amelyeket a külső és belső villamos betáplálás tartós kiesésének megakadályozására, illetve kiesése esetén, elsősorban a zónasérülés elkerülése, vagy a kiterjedt zónaolvadási folyamat megállítása és a konténment sérülés elkerülése érdekében alkalmazni lehet.

2.1.5.2


A Nukleáris Biztonsági Szabályzatok előírása szerint a tervezésen túli események között elemezni kell a villamos betáplálás teljes elvesztését azoknak az eseménysoroknak a meghatározása érdekében, amelyekre ésszerű megelőző, vagy a következményeket enyhítő intézkedések határozhatók meg és alkalmazhatóak. Ezekben az esetekben vizsgálni kell az atomerőművi blokk konstrukciója alapján meglévő tartalékokat, beleértve egyes rendszereknek, rendszerelemeknek az eredeti tervezési állapotuktól és funkciójuktól eltérő körülmények közötti üzemeltetését, továbbá ideiglenes rendszerek, rendszerelemek alkalmazását az atomerőművi blokk ellenőrzött állapotba való visszaállítása és a baleset következményeinek enyhítése céljából. A felülvizsgálat során figyelembe kellett venni mindazokat a közeli, távoli, mobil, vagy eltérő rendeltetésű villamos betáplálási lehetőségeket, és betáplálás helyreállítási lehetőségeket, amelyekkel teljesen vagy részlegesen vissza lehet nyerni azoknak a biztonsági funkciót ellátó rendszereknek a betáplálását, amelyek a súlyos baleset vagy a következményei romlásának megakadályozásához szükségesek. A teljes feszültségvesztést követő baleseti folyamatok megelőzését szolgáló biztonsági rendszerek fokozatos és egymást követő elvesztésének lehetőségét a hatósági CBF tartalmi követelmények szerint figyelembe kellett venni. Mivel a teljes külső és belső villamos betáplálás elvesztésének következménye a végső hőelnyelő funkció elveszítése a villamos meghajtással rendelkező biztonsági hűtővízszivattyúk leállása miatt, ezért a vizsgálatoknál figyelembe kellett venni ezen események egyszerre történő bekövetkezését. A felülvizsgálat során fel kellett tételezni, hogy a telephely a kezdeti eseményt követően 72 óráig nehéz járművekkel nem megközelíthető, 24 óráig a könnyű, hordozható eszközök sem érhetnek az erőműbe, nem helyezhetők üzembe.

2.1.5.3


A felülvizsgálat során megvizsgáltuk a teljes feszültségvesztés következményeként fellépő súlyos-baleseti folyamatok megelőzésének alább felsorolt konkrét lehetőségeit: mobil, tartalék dízelgenerátorok alkalmazása és annak módja, telephelyen kívüli mobil eszközök alkalmazásának lehetőségei, alternatív elérhető váltóáramú betáplálások, távoli, hálózattal elérhető gázturbina, vagy más eszközök felhasználhatósága tartalék áramforrásként, a villamos betáplálás teljes elvesztése utáni helyreállítás lehetőségei, időviszonyai.

CBFJ.docx

2011.

92. oldal / 205


2.1.5.4

Verziószám: 1


A tervezési alapon túli üzemzavarokra vonatkozó elemzések tartalmazzák a villamos betáplálás tartós elvesztésének esetét [2.1.5-1]. A feszültségvesztés hatására a blokkon az összes váltóáramú fogyasztó leáll, egyidejűleg automatikus védelmi működéssel leáll a láncreakció. Villamos betáplálás hiányában sem a hőhordozó felbórozására, sem a blokk üzemszerű lehűtésére nincsen lehetőség. Az üzemzavar-elhárítási utasítás megfelelő alkalmazásával a szekunderköri nyomás az atmoszférába redukáló szelepek nyitásával stabilizálható, sőt csökkenthető. Az így lefúvatott gőz egy ideig biztosítja a hűtést. Mivel a gőzfejlesztőkből a gőz eltávozik, de vízbetáplálásra nincsen lehetőség, ezért a vízszintek csökkennek. A későbbiekben (a 2.2.5.4. alfejezetben leírtak szerint) alternatív betáplálási útvonalon és alacsonyabb nyomáson biztosítható a gőzfejlesztők megtáplálása. Névleges teljesítményről induló üzemzavarok esetén villamos betáplálás hiányában [2.1.5-1] szerint mintegy négy és fél órával a feszültségkiesés után a gőzfejlesztők kiürülnek, megszűnik a hőelvitel. Ezt követően a primerkörben a nyomás és a hőmérséklet emelkedni kezd. A primer kör lefúvató és biztonsági szelepei korlátozzák a nyomás növekedését, de a lefúvatás hatására a primerköri vízkészlet fogy, az aktív zóna szárazra kerül, megkezdődik a fűtőelem kazetták túlhevülése. Az aktív zóna sérülése 10 órával a feszültségkiesés után várható. Villamos betáplálás hiányában a pihentető medence hűtővizének keringtetése megszűnik. A vonatkozó elemzést a [2.1.5-2] tartalmazza. Az elemzés abból a legkritikusabb esetből indul ki, amikor a reaktor leállítását követően a reaktorban lévő összes fűtőelemet az eseményt nem sokkal megelőzően a pihentető medencébe kirakták. A medencében tárolt üzemanyag kazetták teljesítménye ilyenkor a legnagyobb. A hűtéskimaradás következményeit elemeztük normál üzemi vízszintet és annál lényegesen magasabb, átrakási szintet feltételezve. A medencében az intenzív forrás legkorábban 4 óra elteltével indulhat meg. A forrás következtében a vízszint csökken, a kazetták teteje szárazra kerül. Kezdetben üzemi szintet feltételezve a tárolt fűtőelem kazetták burkolatának sérülése konzervatív elemzés szerint mintegy 19 óra múlva kezdődik meg. A leálláskor szokásos magasabb átrakási szint esetében a sérülés mintegy 25 óra elteltével várható. A teljes villamos betáplálás elvesztése esetén a beavatkozások sikere, a súlyos-baleseti folyamatok kialakulásának megelőzése azon múlik, hogy a megfelelő intézkedéseket időben végre lehet-e hajtani. A fentebb hivatkozott elemzésekben megállapított idő alatt kell a kezelőknek helyreállítani a villamos betáplálást vagy alternatív áramforrást biztosítani a folyamat súlyos balesetté fejlődésének megakadályozására. A villamos betáplálás nélküli állapot kezelésére vonatkozó üzemzavar-elhárítási utasítás mindazokat a beavatkozásokat tartalmazza, amellyel az aktív zóna vagy a pihentető medence sérülése késleltethető. Tekintve, hogy a villamos betáplálás elvesztése a biztonsági hűtővíz és a pihentető medence hűtés elvesztését is jelenti, ezért a villamos betáplálás helyreállítása vagy pótlása mellett kell a kezelőknek végrehajtani mindazokat a beavatkozásokat is, amelyek a 2.2.5.4. alfejezetben ismertetett alternatív hűtési vagy hűtővíz betáplálási lehetőségeket biztosítják. Mobil, tartalék dízelgenerátorok alkalmazása és annak módja A biztonsági villamos betáplálási rendszertől függetlenül minden blokkon rendelkezésre áll egy súlyos-baleseti dízelgenerátor, amelyek egyenként 100 kW teljesítményűek, 0,4 kV-osak. Ezek az aggregátok egy-egy utánfutóra vannak felszerelve, járművel vontathatók, használaton kívül védett helyen, földrengésálló épületben tárolják őket az atomerőmű telephelyén. Üzembe helyezésüket az üzemzavar elhárítási utasítás alapján az atomerőmű tűzoltóság kezdi meg. Az üzembe helyezés körülményeit és időzítését a teljes feszültségvesztéskor lejátszódó folyamatok

CBFJ.docx

2011.

93. oldal / 205


Verziószám: 1

figyelembevételével határoztuk meg. A súlyos-baleseti mobil aggregátok üzembe helyezését lepróbáltuk, balesetelhárítási gyakorlat keretében gyakoroltuk. A baleseti dízelgenerátorok tervezési alapjuknak megfelelően teljes feszültségvesztés esetén képesek ellátni azokat a mérő, ellenőrző és beavatkozó rendszereket, amelyekkel a súlyos baleset következményét csökkentő megelőző beavatkozások – például a primer kör nyomáscsökkentése, a reaktorakna elárasztása, szükség esetén a gőzfejlesztők hermetikus téren belüli lefúvatása – elvégezhetők. Ezek a baleseti dízel-aggregátok azonban a biztonsági betápláló rendszerek, vagy hűtővíz szivattyúk megtáplálására nem alkalmasak, ezért a baleseti helyzetek hosszú távú kezelésére további független baleseti dízelgenerátor létesítését irányozzuk elő a következő bekezdés szerint. Korábban elhatározott intézkedés szerint folyamatban van egy teljes értékű karbantartási dízelgenerátor megvalósítására irányuló koncepció kidolgozása az erőműben. A jelen célzott biztonsági felülvizsgálat alapján indokolt a koncepció átdolgozása. Szükséges kiépítésenként, vagy blokkonként egy-egy független baleseti dízelgenerátor telepítése. A telepítendő dízelgenerátorok számát és teljesítményét a biztonsági elvek figyelembevételével kell meghatározni. A független baleseti dízelgenerátoroknak megfelelő védelemmel kell rendelkezniük a külső veszélyekkel szemben (földrengésállósság, ellenállás a természeti veszélyekkel szemben) és működtetésüknek teljesen függetlennek kell lenni az atomerőmű egyéb (pl. hűtő, vagy áramellátó) rendszereitől. A súlyosbaleset-kezelési dízel aggregátokon kívül az atomerőmű telephelyén és annak közvetlen környékén jelenleg nincs biztosan használható nagyobb teljesítményű mobil aggregát. Az erőmű tűzoltósága rendelkezik további, kisebb, 5÷12 kW teljesítményű, 0,4 kV-os dízel aggregátokkal, amelyek teljesítményük alapján lokális megtáplálásokra alkalmasak. Telephelyen kívüli mobil eszközök alkalmazásának lehetőségei Az Országos Katasztrófavédelmi Főigazgatóság és a Magyar Honvédség bevonásával felmértük a telephelyen kívül rendelkezésre álló mobil dízel aggregátokat. A felmérés eredményét a 2.6.5.2.2 fejezet tartalmazza. A felmérés során figyelembe vettük a rendelkezésre állás és szállítás időtartamát. A rendelkezésre álló aggregátok lokális megtáplálások létesítésére, az esetlegesen kieső dízelgenerátorok helyettesítésére alkalmasak. Az erőmű megközelítésére vonatkozó időkövetelmények figyelembevételével ezek a generátorok a teljes feszültségvesztést követő hosszú távú feladatok elvégzéséhez szükséges áramforrásként alkalmazhatók, az üzemzavart szenvedett blokkok stabil, biztonságos állapotának fenntartását segíthetik. A zónasérülés elkerülésére, a kiterjedt zónaolvadási folyamat megállítására, a konténment sérülésének elkerülésére elsősorban a telephelyen rendelkezésre álló eszközöket szükséges alkalmazni, jelen felülvizsgálat során a megelőző intézkedések felmérésénél telephelyen kívülről érkező eszközöket nem vettünk figyelembe. A telephelyen elérhető alternatív váltóáramú betáplálások A felülvizsgálat megállapította, hogy a blokkok között több áttáplálási lehetőség van olyan esetekben, amikor a külső betáplálást az erőmű ugyan elveszítette, de nem mind a négy blokkon lépett fel egyidejűleg a teljes feszültségvesztés és háziüzemi szinten működő generátorai, vagy biztonsági betáplálása maradt egyes blokkoknak. A felülvizsgálat az erőmű normál üzemi és tartalék, valamint biztonsági rendszereinek kezelési utasításokban jelenleg is rendezett energiaellátásán felüli megoldásokra terjedt ki. A [2.1.5-3] értékelés a telephelyen elérhető váltakozó áramú betáplálások tekintetében, a [2.1.5-4] értékelés a blokkok közötti biztonsági energiaellátás tekintetében további energiaellátási lehetőségeket tárt fel. Blokkok közötti villamosenergia-áttáplálás legegyszerűbben szigetüzemben, az országos hálózatról lekapcsolódva, a nagyfeszültségű alállomáson keresztül valósítható meg,

CBFJ.docx

2011.

94. oldal / 205


Verziószám: 1

amennyiben az nem sérült valamilyen külső hatástól. A [2.1.5-3] értékelés szerint, a külső hálózati kapcsolat elvesztése, de a 400 kV-os alállomás működőképessége esetén bármely blokk bármely normál, vagy biztonsági rendszere megtáplálható. Ha a nagyfeszültségű alállomás üzemképtelenné vált, akkor a blokkok között az alábbi áttáplálási lehetőséget tárta fel a felülvizsgálat: A [2.1.5-3] értékelés szerint lehetőség van ikerblokki és másik kiépítésre történő betáplálás megvalósítására a normál üzemi és tartalék 6 kV-os üzemi rendszerek között. A [2.1.5-4] értékelés vizsgálta a blokkok közötti áttáplálás lehetőségét biztonsági dízelgenerátorok felől, bemutatta kiépítésen belül a másik blokk, illetve a másik kiépítésre történő betáplálás lehetőségeit. Az értékelés alapján javító intézkedésként megvalósíthatósági tanulmányt készítünk annak érdekében, hogy a külső hálózat felhasználása nélkül is bármely működő dízelgenerátorról megtáplálható legyen bármely blokk 6 kV-os biztonsági rendszere. A felülvizsgálat során feltárt újabb, alternatív betáplálási lehetőségekre kezelési utasítások kidolgozása szükséges, amely a felülvizsgálat javító intézkedései között szerepel. A földrengésre nem megerősített 400/120 kV-os alállomások védettségének növelésével kapcsolatos megfontolásokat a 2.1.3.4 alfejezet tartalmazza. Távoli, hálózattal elérhető gázturbina, vagy más eszközök felhasználhatósága tartalék áramforrásként Távoli hálózattal elérhető áramforrások felhasználhatók az atomerőmű villamos betáplálására, amennyiben az érintett távvezeték-rendszerek, illetve kapcsolóállomások nem sérültek meg vagy helyreállíthatók. A külső villamos betáplálás helyreállítása a balesetet megelőző intézkedések és a hosszú távú feladatok elvégzése szempontjából is kulcsfontosságú, az erőmű kezelési utasításai az üzemzavart követően azonnali és folyamatos intézkedéseket írnak elő a helyreállítás tekintetében. Ugyan elképzelhető, hogy a villamos betáplálás kiesését közös okként valamely természeti katasztrófa idézte elő, a fennmaradó lehetőségek azonnali felmérése és a helyreállítás megkezdése az egyik legsürgetőbb feladat a fentebb említett alternatív betáplálási módozatok alkalmazása mellett. Amennyiben a természeti katasztrófát követően a nagyfeszültségi villamos elosztó üzemképes marad, vagy azzá tehető és létezik olyan külső betáplálási útvonal, amelyen keresztül az erőmű villamos betáplálása biztosítható, akkor a külső betáplálást mielőbb helyre kell állítani. Minél több, egymástól független betáplálási útvonallal rendelkezünk, annál nagyobb valószínűséggel lehet még az üzemzavar korai fázisában a helyreállítást elvégezni. A függetlenség és a térbeli szeparáltság fontos elv, mivel a természeti katasztrófák hatásterülete véges, az egyes területi egységekre eltérő módon és mértékben hat. A távoli hálózattal elérhető gázturbina felhasználhatóságát tartalék áramforrásként a [2.1.5-5] értékelés tartalmazza. Az erőmű lepróbált, egymástól független, térben jól szeparált külső betáplálási lehetőséggel rendelkezik a Dunamenti Gázturbinás Erőműből és Litéri Gázturbinás erőműből. Külső megtáplálás a Dunamenti Gázturbinás Erőműből 120 kV-os hálózaton keresztül Korábban már lepróbált, létező black-start kezelési utasítással rendelkezünk az atomerőmű külső megtáplálására a Dunamenti Gázturbinás Erőműből 120 kV-os hálózaton keresztül. A szükséges külső kapcsolatok, utasítások rendezve vannak, az ellátási útvonalat „Az atomerőmű

CBFJ.docx

2011.

95. oldal / 205


Verziószám: 1

belső újraindítási terve” című kezelési utasítás tartalmazza. Az elvégzett próbák alapján a dedikált útvonal kialakítása, a szükséges kapcsolási műveletek mind az atomerőműben, mind a rendszerirányítónál 1 órán belül végrehajthatók. A Dunamenti Gázturbinás Erőmű rendelkezik autonóm áramforrással, amely segítségével külső hálózat nélkül, saját háziüzemi rendszerének áramkimaradása esetén is képes indulni. A kezelési utasításban rögzített kapcsolási kép kialakítását a villamos kezelőszemélyzet az erre a célra fejlesztett black-start szimulátorral rendszeresen gyakorolja. A blokkvezénylői személyzet teljes értékű szimulátor képzési programjában szerepel a külső autonóm áramforrásról történő atomerőművi háziüzemi villamosenergia-ellátás tréning programja. A 2.1.5-1 ábra a Dunamenti Gázturbinás Erőmű Paksi Atomerőmű black-start útvonal egyszerűsített kapcsolását ábrázolja.

220 kV

6 KT

T2

V1

120 kV V2

T3

220/120/10,5 T1

UA FV

6,6 kV

UB UC

AV

f

terhelés

IA I B I C

G1

BS236.

2.1.5-1. ábra: A Dunamenti Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal Külső megtáplálás a Litéri Gázturbinás Erőműből 400 kV-os hálózaton keresztül Jelen felülvizsgálat ideje alatt megtörtént egy másik alternatív útvonal kialakítása és lepróbálása is. A próba értékelését a [2.1.5-6] tartalmazza. A Paks-Litér 400 kV-os távvezetéket felhasználva, a Litéri Gázturbinás Erőmű blokkjától került kialakításra egy megtáplálási útvonal az atomerőmű 2. blokki 6 kV-os villamos főelosztójáig. Ebben az esetben is teljesül, hogy a dedikált útvonal kialakítása, a szükséges kapcsolási műveletek mind az atomerőműben, mind a rendszerirányítónál 1 órán belül végrehajthatók. A Célzott Biztonsági Felülvizsgálat keretében elvégzett próbát követően módosítottuk a blackstart szimulátoros képzés programját [2.1.5-7], a kezelési utasításban rögzített kapcsolás kialakítását a villamos kezelőszemélyzet gyakorolja. A 2.1.5-2 ábra a Litéri Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal egyszerűsített kapcsolását ábrázolja. A litéri gázturbina jelenleg még nem rendelkezik olyan autonóm áramforrással (saját dízelgenerátor), amely biztosítaná az indulását a saját villamos háziüzemének áramkimaradása esetén, erre nézve a felülvizsgálat keretében javító intézkedést fogalmaztunk meg.

CBFJ.docx

2011.

96. oldal / 205


Verziószám: 1

2.1.5-2. ábra: A Litéri Gázturbinás Erőmű - Paksi Atomerőmű black-start útvonal

2.1.5.5

Összefoglalás

A felülvizsgálat céljának megfelelően, a rendelkezésre álló kezelési utasítások, rendszertechnikai ismeretek és egyéb üzemeltetői tapasztalatok alapján felmértük és értékeltük mindazokat a preventív balesetkezelési lehetőségeket, amelyeket a külső és belső villamos betáplálás tartós kiesése esetén a paksi atomerőműben alkalmazni lehet. Felmértük a mobil és tartalék dízelgenerátorok alkalmazásának lehetőségét. Megállapítottuk, hogy a blokkonként rendelkezésre álló baleseti dízelgenerátorok teljes feszültségvesztés esetén képesek ellátni azokat a mérő, ellenőrző és beavatkozó rendszereket, amelyekkel a súlyos balesetet megelőző, következményeit csökkentő beavatkozások elvégezhetők. Ezek a dízel aggregátok biztonsági betápláló rendszerek, hűtővízszivattyúk megtáplálására nem alkalmasak, ezért a baleseti helyzetek kezelésére további, független, nagyobb teljesítményű baleseti dízelgenerátor létesítését irányozzuk elő a javító intézkedések között. Fentieken kívül a telephelyen kisebb dízel aggregátok állnak rendelkezésre, amelyek lokális áramellátási feladatokra használhatók. A telephelyen rendelkezésre álló, blokkok közötti villamos kapcsolatok tekintetében megállapítható, hogy teljes feszültségvesztés esetére is megfelelő megoldások állnak rendelkezésre, amennyiben valamely blokk háziüzemi energiaellátást biztosít a külső hálózattól függetlenül, vagy bármely blokk biztonsági dízelgenerátorainak egyike üzemel. A felülvizsgálat alternatív, eddig még nem használt váltakozó áramú 6 kV-os energiaellátási útvonal kialakítási lehetőségeket tárt fel, amelyek a kezelési utasításokban rögzítettek mellett

CBFJ.docx

2011.

97. oldal / 205


Verziószám: 1

további alternatív betáplálási lehetőségeket biztosítanak. Mivel az alternatív beavatkozások fontos szerepet játszanak a súlyos-baleseti folyamatok kialakulásának megelőzésében, a feltárt lehetőségre a kezelési utasítások elkészítését, a blokkok közötti biztonsági átkapcsolások megvalósítását a javító intézkedések között szerepeltetjük. Megállapítható, hogy a paksi atomerőmű telephelyén kívüli alternatív és igazoltan kipróbált villamosenergia-ellátási útvonalak biztosítják az atomerőmű biztonsági fogyasztóinak betáplálását abban az esetben, ha a telephelyen nem áll rendelkezésre biztonsági vagy normál háziüzemi villamos betáplálás. A külső megtáplálás két egymástól független, fizikailag szeparált és eltérő útvonalon érkező villamos hálózattal valósítható meg. A balesetkezelési eljárásokban rögzített intézkedések, ellenőrzőrendszerek áramellátását biztosító, jelenleg is rendelkezésre álló súlyos-baleseti dízelgenerátorok mellett indokolt független baleseti dízelgenerátor telepítése, amelynek segítségével a súlyos baleset megelőzésében, a baleset hosszú távú kezelésében szerepet játszó biztonsági fogyasztók megtáplálása biztosítható. A független baleseti dízelgenerátor teljesítményét olyan módon kell megválasztani, hogy képes legyen a szükséges számú fogyasztók, szivattyúk, elzáró szerelvények megtáplálására. A létesítendő, független baleseti dízelgenerátorok számát és teljesítményét a biztonsági elvek figyelembevételével kell meghatározni. Fel kell tételezni egyszerre több, akár az összes blokk áramellátásának kimaradását, figyelembe kell venni a reaktorok és pihentető medencék hűtésének biztosítási igényét. A független baleseti dízelgenerátoroknak megfelelő védelemmel kell rendelkezniük a külső veszélyekkel szemben (földrengésállósság, ellenállás a természeti veszélyekkel, elárasztással szemben) és működtetésüknek teljesen függetlennek kell lennie az atomerőmű egyéb (pl. hűtő, vagy áramellátó) rendszereitől. A független baleseti dízelgenerátorokra vonatkozó tervezési alapot olyan módon kell meghatározni, hogy baleseti dízelgenerátorok rendelkezésre álljanak a telepített üzemzavari dízel egységek tervezési alapját meghaladó terhelések esetén is. (Korábban elhatározott intézkedés szerint folyamatban van egy teljes értékű karbantartási dízelgenerátor megvalósítására irányuló koncepció kidolgozása az erőműben. A koncepció felülvizsgálatával kombinált felhasználású baleseti/karbantartási dízelgenerátor telepítése lehetséges.) A telephelyen elérhető váltóáramú betáplálások tekintetében a felülvizsgálat során feltárt alternatív, blokkok közötti, eddig még nem használt normál, tartalék és biztonsági sínek közötti áttáplálási lehetőségekre kezelési utasításokat kell készíteni. A blokkok 6 kV-os biztonsági rendszerei közötti áttáplálási lehetőségek javítása érdekében megvalósíthatósági tanulmányt kell készíteni, amelynek célja, hogy a külső hálózat felhasználása nélkül is bármely működő dízelgenerátorról megtáplálható legyen bármely blokk 6 kV-os biztonsági rendszere. A tanulmány megállapításai alapján a szükséges átalakításokat el kell végezni. Távoli, hálózattal elérhető gázturbina, vagy más eszközök felhasználhatóságának kiterjesztése tekintetében kezdeményezni kell a litéri gázturbina saját dízelgenerátorról történő elindíthatóságának kialakítását.

CBFJ.docx

2011.

98. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2 A végső hőelvezetési lehetőség tartós elvesztése A végső hőelvezetési lehetőség tartós elvesztésével kapcsolatos értékelést az alábbi alfejezetekben öt önálló szempont szerint végeztük el: a végső hőelnyelő funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és tartós működésük korlátai, a végső hőelnyelő tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség, 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.

2.2.1 A végső hőelnyelő funkciót biztosító rendszerek kialakítása, teljesítőképessége és működésük korlátai 2.2.1.1


A felülvizsgálat célja a végső hőelnyelő funkció elvesztését megelőzni hivatott biztonsági rendszerek tervezési alap szerinti megvalósulásának, teljesítőképességének, valamint azoknak a tervezési megoldásoknak, paramétereknek az áttekintése volt, amelyek a tárgyi rendszerek működését meghatározzák vagy időben korlátozzák.

2.2.1.2


A felülvizsgálat során az atomerőművek tervezésének nemzetközileg elfogadott, ill. a hazai nukleáris biztonsági szabályzatokban rögzített kritériumoknak való megfelelőséget értékeltük a végső hőelnyelő funkciót megvalósító rendszerek vonatkozásában. Konkrétan az NBSZ 3. kötetének (Atomerőművek tervezése) előírásait kellett a feladat végzése során szem előtt tartani. Ezen belül vizsgáltuk a biztonsági filozófiának, a biztonsági funkciók ellátásának, a megbízhatósági előírásoknak, valamint az alapvető tervezési követelményeknek való megfelelést.

2.2.1.3


A felülvizsgálat kiterjedt a reaktorból történő hőeltávolítást, valamint a pihentető medencék hűtését biztosító rendszerek teljesítőképességének felülvizsgálatára és értékelésére, illetve azokra a körülményekre, amelyek a maradványhő elvitelének meghiúsulását okozhatják. Ezért áttekintettük mindazon rendszereket, amelyek ebben kulcsszerepet játszanak: a biztonsági hűtővíz rendszert, a sótalanvíz rendszert, az üzemzavari tápvízrendszert, a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszert, valamint a pihentető-medence hűtőrendszerét. Megvizsgáltuk a felsorolt rendszerek: a) feladatát, működését, teljesítőképességét, a műszaki gátak ellenálló képességét az idő függvényében, b) betáplálásának, üzemanyag-, hűtő- és kenőanyag-ellátásának időbeli és térbeli korlátait,

CBFJ.docx

2011.

99. oldal / 205


Verziószám: 1

c) a hozzájuk kapcsolódó mérések, beavatkozó-eszközök és beavatkozási helyek rendelkezésre állásának, kiszolgálhatóságának korlátait, d) a rendszerek tartós elvesztésének következményeit, e) egy blokk viszonyainak függését más blokkok működésétől.

2.2.1.4


A végső hőelnyelő teljes elvesztése nem része az atomerőművek tervezési alapjának. Az atomerőművek tervezése biztosítja ugyanis, hogy ez az esemény rendkívül valószínűtlen legyen, legfeljebb a tervezési alapon kívül eső külső események, vagy inkább azok kombinációja miatt fordulhat elő. Mindamellett a vizsgálatokat ezekre az esetekre is el kellett végezni. Az erőmű számos berendezésének működéséhez folyamatos vagy időleges vízhűtésre van szükség. A reaktorokban és a pihentető medencékben keletkező maradványhőt és a technológiai berendezésekben keletkező hőt a hűtést biztosító rendszerek vonják el különféle útvonalakon keresztül. A hőelnyelő funkciót több rendszer láncolata valósítja meg, amelynek végső eleme a Duna. A fűtőelemek hőelvezetési lehetősége akkor veszhet el, ha az erőmű hűtőrendszerei és a Duna-víz közti kapcsolat megszűnik. E kapcsolat fő eleme a biztonsági hűtővíz rendszer (BHV). A biztonsági hűtővíz rendszer A rendszer feladatai: a hűtővíz kiemelése a Duna által táplált hidegvíz-csatornából, a hűtővíz mechanikai tisztítása, a hűtővíz eljuttatása a fogyasztókhoz, a hűtővíz elszállítása a fogyasztóktól, a hűtővíz eljuttatása a melegvíz-csatornába és azon át a Dunába. A rendszer számos fogyasztója közül a kulcsesemények szempontjából legfontosabbak az alábbiak: a dízelgenerátorok (hűtővíz), a lehűtőrendszer (kondenzátor-hűtés, szivattyú-csapágyhűtés), a zóna üzemzavari hűtőrendszer (zsomphűtők, szivattyú motorok, helyiség-szellőzés, közbenső hűtőkör), a pihentető medence hűtése és a töltésére szolgáló szivattyúk, a főkeringtető szivattyúk (közbenső köri hűtők, olajhűtők). A biztonsági rendszereknél megkövetelt háromszoros redundanciával kiépített rendszerben áganként két hűtővíz szivattyú (összesen 6 szivattyú/ikerblokk) emeli ki a hűtővizet a hidegvíz csatornából egy előszűrő üzemen keresztül. Normál üzemben 3×1 szivattyú üzemel, üzemzavar esetén a további három szivattyú indítása is megtörténik. A szivattyúk által szállított víz további szűrőkön keresztül jut a föld alá fektetett három darab 700 mm-es csővezetéken a vízkivételi műtől a turbina gépházig. Itt mindegyik redundáns ág egy-egy 100 m3-es tárolótartályhoz kapcsolódik, amelyek pufferként szolgálnak. Az eddig a pontig ikerblokkonként közös rendszer vezetékei itt ágaznak szét a két blokk felé. A rendszer méretezési alapjául egy olyan feltételezett üzemzavari állapot szolgált, amikor az egyik blokkon nagycső-töréses üzemzavar kezelése történik, miközben az ikerblokkon lehűtés

CBFJ.docx

2011.

100. oldal / 205


Verziószám: 1

zajlik. A szivattyúk egyenként 1 656 m3/h névleges vízszállításúak. Ez elegendő a méretezési eset kezeléséhez és az ikerblokkok egyidejű lehűtése is megvalósítható. A szükséges függetlenséget gépészetileg az önálló ágak (szűrők, szivattyúk, csővezetékek) biztosítják, a villamos és irányítástechnikai betáplálás rendszerenként más biztonsági villamos elosztóról és külön nyomvonalakon történik. Építészetileg a BHV szivattyútelep az ikerblokkra közös vízkivételi műben, de rendszerenként jól elkülönített, önálló helyiségekben létesült. A BHV rendszer egyszeres meghibásodással szembeni védettségének elsődleges biztosítéka az alkalmazott hármas redundancia és a redundáns ágak függetlensége. A BHV szivattyú villamos betáplálása a II. kategóriájú, biztonsági létfontos 6 kV-os rendszerről van megvalósítva, ezáltal külső feszültség-kimaradás esetén is ellátja funkcióit. A BHV rendszernek nincs külön üzemanyag-ellátása. Ezek a rendszerek nem igényelnek külön hűtést. Nincs olajrendszerük, nincs szükségük üzem közbeni olajcserére, kenőanyag-ellátásra. Tehát a BHV működőképességét nem korlátozza az üzemanyag-, hűtő- és kenőanyag-ellátás. A BHV szivattyút és az armatúrák működtetését indító védelmi logikát a reaktorvédelmi rendszerben is háromszoros redundanciával alakították ki, ami így megfelel a technológiai redundanciának. A kapcsolószekrényekben kialakított relés logika biztosítja a védelmi jelek prioritását a kezelői parancsokkal szemben. A biztonsági hűtővízrendszer berendezéseinél helyi operátori műveletek nem szükségesek, mert ezek az elemek távműködtetésűek. A rendszer a blokkvezénylőből, a tartalékvezénylőből, illetve a vízkivételi mű vezénylőből is működtethető. A sótalanvíz rendszer A sótalanvíz rendszer fontos szerepet kap a végső hőelnyelő funkció elvesztésekor, ugyanis – bár ekkor a fogyó vízkészlet utánpótlása a sótalanvíz előkészítő üzem leállása miatt megszűnik – a tartályaiban lévő vízkészlettel huzamos ideig biztosítani lehet a leállított reaktorban keletkező maradványhő elvitelét. A sótalanvíz tartályok földrengésre megerősítettek, rendelkezésre állásuk biztosított. A II. kiépítés sótalanvíz rendszerének tartályait a 2.2.1-1. ábra mutatja. Ikerblokkonként három sótalanvíz tárolótartály található egyenként 900 m3 sótalanvíz kapacitással, amelyekben minimum 500 m3-nyi mennyiséget folyamatosan fenn kell tartani. A szükséges vízmennyiség a biztonsági földrengés következményeiből származik olyan feltételezések alapján, hogy az esemény után 72 órára kiesik a háziüzemi és hálózati villamosenergia-ellátás, továbbá nem üzemel a pótvíz előkészítő üzem sem [2.2.1-1]. Így a tárolt sótalanvíz válik a kiépítés mindkét blokkján a szekunder kör felől történő hűtés egyetlen forrásává.

CBFJ.docx

2011.

101. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.1-1. ábra: A II. kiépítés sótalanvíz rendszerének tartályai A sótalanvíz rendszer tartós üzemének feltétele, hogy tartályainak töltéséhez sótalanvizet biztosítson a sótalanvíz előkészítő üzem (a termelés kb. 250 t/h, ami a tervezési igényekhez képest biztonsággal elegendő). A villamos betáplálás kiesésekor az üzem leáll, de erre a helyzetre a tervezési alap nem is számol annak működésével. A rendszer a redundancia és függetlenség elvének alkalmazása következtében egyszeres meghibásodás ellen védett, egy ág elvesztése esetén is képes a funkcióját ellátni [2.2.1-2]. A sótalanvíz szivattyúknak nincs külön üzemanyag ellátásuk, nem igényelnek külön hűtést, nincs olajrendszerük, nincs szükségük üzem közbeni olajcserére, kenőanyag-ellátásra. Tehát a rendszer működőképességét nem korlátozza az üzemanyag-, hűtő- és kenőanyag-ellátás. A sótalanvíz szivattyúk és a kapcsolódó motoros tolózárak villamos betáplálása II. kategóriájú, biztonsági létfontos 6 kV-os rendszerről történik, ezáltal külső feszültség kimaradás esetén is ellátják funkciójukat. A rendszert kiszolgáló mérések biztosítják az üzemi paraméterek ellenőrzését, továbbá a védelmi és automatikus működtetésekhez szükséges határérték jelek képzését és a logikát. A tartályokban rendelkezésre álló – a biztonsági funkció teljesítéséhez szükséges – sótalanvíz mennyisége a közösüzemi vezénylőben a méréseken keresztül és a helyi szintmérőkön egyaránt ellenőrizhető. A blokk üzemzavarai során a szekunder kör tervezett üzemzavari vízbetáplálásait a sótalanvíz rendszer – földrengésre megerősített rendszerkomponensein keresztül – kétféle módon láthatja el: az üzemzavari tápszivattyúk (ÜTSZ) működése esetén a blokk hűtése a táptartályokból a gőzfejlesztők szekunder oldala felé való vízbejuttatással történik. A táptartályokból elvett vízmennyiséget a sótalanvíz szivattyúk 65 t/h kapacitással folyamatosan utántáplálják, amely a tervnek megfelelő érték,

CBFJ.docx

2011.

102. oldal / 205


Verziószám: 1

amennyiben az üzemzavari tápszivattyúk nem képesek a gőzfejlesztő szintjének stabilizálására, a kiegészítő üzemzavari tápszivattyúk közvetlenül a sótalanvíz tartályok gerincvezetékéről juttatnak hűtővizet a gőzfejlesztőkbe. A két említett üzemzavari tápvízrendszer részletesebb leírása a fejezet további részeiben található. Üzemzavari helyzetben a sótalanvíz rendszer utánpótlása is megszűnik. A továbbiakban csak a különböző tartályokban tárolt sótalanvíz készlettel lehet számolni. Névleges állapotot figyelembe véve – minthogy a lehűtő rendszer a BHV hiányában nem üzemeltethető – a tartályok készlete több mint 2 napra elegendő a hűtés ellátásához. (Amennyiben a lehűtő rendszer üzembe vételére lehetőség van, az effektívebb vízfelhasználás miatt ez a vízkészlet 3 napra is elegendő.) Ez az idő áll rendelkezésre a biztonsági hűtővíz betáplálás helyreállítására, vagy egyéb preventív intézkedések megtételére. Nyilvánvaló, hogy a sótalanvíz tartályokban tárolt víz mennyiségének növelésével növekszik a fenti időtartam, ezért a felülvizsgálat során döntés született a sótalanvíz tartályokban tárolt víz mennyiségének növeléséről. Az üzemzavari tápvízrendszer A rendszer alapfeladata, hogy a blokk leállásakor és indulásakor (5% alatti teljesítményszinten) a gőzfejlesztőket tápvízzel ellássa. Amennyiben a blokk üzemzavari körülmények között (például a BHV elvesztése miatt) leáll, a maradványhő eltávolításához az üzemzavari tápvízrendszer szükséges, amely a blokkonként két táptartályból a gőzfejlesztőkhöz tápvizet szállít két szivattyú segítségével, egyenként 65 m3/h kapacitással. A rendszer működése alatt szükség van sótalanvízre is a tömszelence záróvíz és csapágy hűtővíz ellátáshoz. Mint az előző pontban leírtuk, a sótalanvíz utánpótlása a vízkivételi mű kiesésekor ugyan megszűnik, azonban a sótalanvíz tartályokból hosszabb ideig elegendő mennyiségű víz áll rendelkezésre mind a szivattyúk hűtésére, mind a szekunder oldali vízpótlásra. Ez elegendő a normál lehűtési folyamat végigviteléhez. Az üzemzavari tápszivattyút a 2.2.1-2. ábra mutatja.

2.2.1-2. ábra: Az üzemzavari tápszivattyú

CBFJ.docx

2011.

103. oldal / 205


Verziószám: 1

Az üzemzavari tápvízrendszer villamos betáplálását a II. kategóriájú biztonsági rendszer adja, így feszültségkiesés után újraindul, ugyanúgy, ahogy a sótalanvíz szivattyúk is. Az üzemzavari tápvízrendszer földrengésálló. Kenőanyag adagolásra a szivattyúknak üzem közben nincs szükségük. A korábban elvégzett rendszer-megbízhatósági elemzések eredményeit figyelembe véve megállapítható, hogy a rendszert alkotó rendszerelemek egyedi megbízhatósága, valamint a szükséges mértékben redundáns és diverz kialakítása, a segédrendszerek, valamint a villamosés irányítástechnikai rendszerek felépítése együttesen biztosítja a rendszer funkcióinak rendelkezésre állását a feltételezhető meghibásodások mellett is. A tápvíz betáplálási funkció egyszeres meghibásodás elleni védettsége biztosított azáltal is, hogy a következő részben leírt kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer rendelkezésre áll alternatív ágon történő hűtővíz biztosítására. A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer feladata az üzemi, illetve az üzemzavari tápvízrendszerek meghibásodása esetén a gőzfejlesztők vízutánpótlása közvetlenül a sótalanvíz tartályokból, a reaktor maradványhője elvitelének biztosítása érdekében. A blokkonként két szivattyú szállítóteljesítménye azonos az üzemzavari tápszivattyúkéval. A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer a normál üzemi tápvízrendszertől független betáplálási útvonallal rendelkezik. Mint írtuk, a rendszer által betáplált víz a sótalanvíz tartályokból származik, és ugyaninnen van ellátva csapágyhűtő vízzel is. A rendszer, valamint a sótalanvíz tartályok és az összekötő sótalanvíz vezetékek földrengésállóak. Egy korábban elvégzett biztonságnövelő átalakítás eredményeként a rendszer szivattyúi és szabályzó armatúrái átkerültek a turbinacsarnokból a külső hatásoktól megfelelően védett reaktorépületbe (ld. 2.2.1-3. ábra). A rendszer akkori áttervezése az egyszeres hibatűrés figyelembevételével valósult meg.

2.2.1-3. ábra: A kiegészítő üzemzavari tápszivattyú

CBFJ.docx

2011.

104. oldal / 205


Verziószám: 1

A villamos betáplálás II. kategóriájú biztonsági rendszerről van megoldva és a rendszer feszültségkiesés után automatikusan újraindul. A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer földrengésálló. Kenőanyag adagolásra a szivattyúknak üzem közben nincs szükségük. A korábban elvégzett rendszer-megbízhatósági elemzések eredményeit figyelembe véve megállapítható, hogy a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer megvalósított redundanciája és a redundáns ágak függetlensége elégséges annak biztosításához, hogy egyszeres meghibásodás ne okozza a tervezési alapba tartozó üzemzavarok esetén a tápvízellátási funkció elvesztését. A pihentető medence hűtőrendszere A pihentető medence hűtőrendszerének feladata az üzemi és a kiégett fűtőelem kazetták maradványhőjének elvonása a pihentető medencéből. A pihentető medence hűtését a hűtés biztonságának, a hűtőrendszer rendelkezésre állásának növelése érdekében két egymástól független, a feladatot teljes mértékben ellátó redundáns hűtőkör végzi, amelyekben egy-egy hőcserélő és egy-egy szivattyú található. A hűtőkörök a hőcserélőkbe vezetik a medence vizét, amelyek szekunder oldalát a biztonsági hűtővízzel táplálják. A pihentető medence hűtését tehát végső soron a biztonsági hűtővíz rendszer biztosítja. A hűtőrendszer sematikus elrendezését a 2.2.1-4. ábra mutatja.

2.2.1-4. ábra: A pihentető medence hűtőkör a szivattyúkkal és hőcserélőkkel Normál üzemi állapotban az egyik ág üzemi, a másik ág tartalék. A hőcserélők hűtővíz oldalán megoldott, hogy az egyik biztonsági hűtővíz rendszeri ágat a két hőcserélő közül bármelyikre rá lehessen kötni, amennyiben a saját, dedikált biztonsági hűtővízellátásuk elveszne. Alapesetben a szivattyúk egy-egy kijelölt biztonsági villamosenergia-elosztó rendszerről kapják betáplálásukat. Amennyiben bármelyik ilyen rendszer kiesne, kézi átkapcsoló segítségével lehetőség van az adott szivattyút a harmadik biztonsági betápláló ágról tovább üzemeltetni.

CBFJ.docx

2011.

105. oldal / 205


Verziószám: 1

A hűtőkörök a szivattyúk szívó és nyomóágán is összeköthetők. Ezzel a megkövetelt szinten tartható a hűtés megbízhatósága, mivel így egy szivattyú és egy hőcserélő meghibásodása bármilyen kombinációban lépne is fel, a hűtési funkció fenntartható marad. Leállás alatt, amikor az átrakó medence is fel van töltve, a primer kör és a pihentető medence összeköttetése révén a pihentető medence hűtése a primer vagy szekunderkörön keresztül is megvalósítható.

2.2.1.5

Összefoglalás

Következtetések, értékelés A végső hőelnyelő elvesztésének megelőzésében kulcsszerepet játszó biztonsági rendszerek kialakításánál megfelelően alkalmazták a biztonsági filozófia alapvető elvét, a mélységi védelem koncepcióját: Egy BHV alrendszer két szivattyúja közül az egyik képes a normál üzem zavartalan biztosítására, kiesése esetén a második, tartalék szivattyú automatikusan indul. A sótalanvíz rendszer egyik ága három szivattyújával a normál üzem változó igényeinek flexibilis kielégítését biztosítja. A rendszerek tervezési alapja biztosítja a legkedvezőtlenebb következménnyel járó üzemzavarok kezelését is. Kezelési utasítások és intézkedési tervek állnak rendelkezésre a tervezési üzemzavarokon túlmenő esetek kezelésére. A rendszerek eleget tesznek a hazai nukleáris biztonsági szabályzatokban előírt megbízhatósági követelményeknek, ui. kiépítésük kellő redundanciával történt, egyes alrendszereik függetlenek egymástól, így mind az egyszeres, mind a közös okú meghibásodás ellen megfelelő védettséggel rendelkeznek. A BHV és sótalanvíz szivattyúknak nincs külön üzemanyag ellátásuk, nem igényelnek külön hűtést, nincs olajrendszerük, nincs szükségük üzem közbeni olajcserére, kenőanyag-ellátásra. A üzemzavari ill. kiegészítő üzemzavari tápvíz-szivattyúk vonatkozásában ugyanez a helyzet azzal a különbséggel, hogy hűtésük a sótalanvíz tartályokból van biztosítva. A végső hőelnyelő elvesztése esetén a zóna hűtése csak a tartályokban tárolt sótalanvíz készlettel biztosítható bizonyos ideig. A jelenlegi előírások alapján tárolt készlet több napra elegendő a hűtés ellátásához. A tartályok kialakítása lehetővé teszi a tárolt mennyiség növelését. A sótalanvíz tartályok szabad tároló kapacitásának figyelembevételével, az üzemeltetési szabályzat és a kezelési utasítások módosításával maximalizálni kell a tárolt sótalanvíz mennyiségét.

2.2.2 A végső hőelnyelő tartós elvesztésének lehetséges belső okai és az azok elleni védettség 2.2.2.1


A felülvizsgálat célja a végső hőelnyelési funkció elvesztése lehetséges belső okainak azonosítása volt. Ennek során meg kellett vizsgálni a rendszerek védettségét belső tűz, elárasztás, nagyenergiájú csővezetéktörés, repeszek, műszaki (pl. üzemeltetési, karbantartási,

CBFJ.docx

2011.

106. oldal / 205


Verziószám: 1

berendezés meghibásodás), emberi, dokumentációs, vagy szervezési okokból adódó hibák eseteire. Vizsgálni kellett, hogy a tervezési követelmények (redundancia, térbeli szeparáció, diverzitás stb.) alkalmazása megfelelő védelmet biztosít-e a rendszerek számára az egyszeres, illetve közös okú hibák ellen, és nem történik-e meg belső eredetű okokból a végső hőelnyelési funkció elvesztése.

2.2.2.2


A felülvizsgálat során értékeltük, hogy az NBSZ előírásai szerinti tervezési követelmények alkalmazásával nem történhet-e meg belső okokból a végső hőelnyelési funkció teljes körű elvesztése. Ennek során figyelembe vettük az üzemeltetési, karbantartási, emberi, dokumentációs, vagy szervezési okokból adódó belső hibákat.

2.2.2.3


A felülvizsgálat kiterjed a végső hőelnyelő tartós elvesztésének lehetséges belső okaira az alábbi rendszerbontásban: a biztonsági hűtővíz rendszer meghibásodása, a pihentető-medence hűtésének megszűnése a hűtőrendszer hibája, vagy a medence szivárgása miatt, a már korábbi elemzésekben figyelembe vett kezdeti eseményekből induló és a normál üzemi és üzemzavari hőelnyelő egyidejű elvesztésére vezető folyamatok a (meglévő, vagy tartós terhelés miatt felléphető) műszaki állagromlás, hibás tervezés, vagy más okból degradálódott biztonsági rendszerek esetén.

2.2.2.4


A vizsgálat bemutatta, hogy az erőmű tervezési alapja belső okokból bekövetkező helyzetekben gyakorlatilag kizárja azt az esetet, amikor valamely okból a végső hőelnyelő funkció elvész. Az alábbiakban bemutatjuk, hogy a hűtési funkció ellátása szempontjából fontos biztonsági rendszerek milyen mértékben védettek a belső okokból bekövetkező teljes funkcióvesztéssel szemben. A biztonsági hűtővíz rendszer E rendszer esetében a hármas redundancia és a legtöbb részre kiterjedő fizikai elválasztás minimalizálja annak lehetőségét, hogy belső hatás (belső tűz, belső elárasztás, nagyenergiájú csőtörés dinamikus hatása, repeszek) egyidejűleg károsítson három alrendszert. A rendszer földrengésállóságát megerősítésekkel biztosítottuk és védettségét korábban ellenőriztük. A szokásosan alkalmazott karbantartási gyakorlat igazolja, hogy a biztonsági hűtővíz rendszer szivattyúi meghibásodásának esetén 24 óra alatt kicserélhetők. Ehhez mind csere szivattyú, mind a teljes készlet tartalék alkatrész rendelkezésre áll. A szivattyúk vízállástól független módon kizsilipelhetőek és kizárhatóak, így cseréjük még extrém magas vízállás esetén is végrehajtható. A belső tüzeket tekintve, mindhárom alrendszer elvesztéséhez egyedül a vízmű vezénylő, annak kapcsolótere és jelfogó tere egyes tűzcelláiban keletkező tűzesemények vezethetnének. A rendszer szivattyúinak indítása viszont biztosított a blokk- és tartalékvezénylőből is. Az áramköri megoldás meggátolja, hogy erre a vízmű vezénylői tűz hatással legyen. A tűzesetekre

CBFJ.docx

2011.

107. oldal / 205


Verziószám: 1

készült valószínűségi biztonsági elemzés eredményei alapján is megfelelő a blokkszintű védettség. Vizsgáltuk a biztonsági hűtővíz rendszer sérüléseiből eredő belső elárasztásokat. A BHV rendszerre elvégzett rendszer-megbízhatósági elemzés [2.2.2-1] megállapította, hogy elárasztás hatására a BHV rendszer teljes funkció vesztésével nem kell számolni, így ez nem vezethet a végső hőelnyelő teljes elvesztésére. A biztonsági hűtővíz rendszerre elvégzett rendszer-megbízhatósági elemzés megállapította, hogy turbina repeszek mint repülő tárgyak érdemben nem befolyásolják a BHV rendszer megbízhatóságát. A négy blokkra átfogóan történt vizsgálat szerint a nagyenergiájú csővezeték törések elleni védettség is teljesül a biztonsági hűtővíz rendszer esetében [2.2.2-2], [2.2.2-3], [2.2.2-4], [2.2.2-5]. A turbina gépházban a három redundáns ág fizikai szétválasztása nem teljes, a bejövő csővezetékek egy szakaszon párhuzamosan haladnak, és a fogyasztóknál is több csomópont található. A rendszer építőelemeiből (nem éghető anyagok alkalmazása, teljesen zárt csővezetékek, stb.) adódóan azonban ezek a helyek sem veszélyeztetettek a közös okú meghibásodások lehetséges indító okai (tűz, elárasztás, stb.) által. A hűtővíz funkció ellátásakor az emberi hibák közül a szivattyúk automatikus indulásának elmaradását pótló emberi beavatkozások hibája a legfontosabb. Mivel a vízkivételi mű vezénylőből, a blokk- és a tartalékvezénylőből egyaránt működtethetők a szivattyúk, elhanyagolható annak a valószínűsége, hogy az összes szivattyú indítása emberi hibából elmarad. A rendszerben a szivattyúk és a csővezetékek tönkremenetelének okozója lehet a Duna vízszint-ingadozásából származóan a szivattyúk munkapontjának szélesebb tartományban való mozgása. Ebből kavitációs üzemviszonyok miatt kifáradásos szerkezeti törések származhatnak. Emellett problémák jelentkezhetnek a csővezetékek falán a mikrobiológiai, az oxidációs korrózió, valamint az eróziós korrózió hatására. Elhanyagolható azonban annak a valószínűsége, hogy ilyen tönkremenetelek a három redundáns rendszerre kiterjedően előjelek nélkül és egy időben jelentkezzenek. Problémát okozhat, hogy feszültségkiesés következtében megszűnik a biztonsági hűtővíz szivattyúk szívóágán található szűrők tisztítása, ugyanis ezek nem rendelkeznek biztonsági betáplálással. A hidegvíz csatornából a víz három nagykapacitású gépi gerebsoron, valamint szalagszűrőn át jut a keresztcsatornába. A szűrőket a 2.2.2-1. ábra mutatja. A biztonsági hűtővíz szivattyúk után egy forgó dobszűrős berendezés tisztítja tovább a vizet, ennek biztonsági betáplálása van. Mindhárom szűrőrendszer időközönként tisztításra szorul. Üzemviteli tapasztalat szerint az eltömődés lassú folyamat, a jelentősen túlméretezett szűrők várhatóan néhány napon át képesek elegendő tisztított vizet biztosítani a biztonsági hűtővíz szivattyúk üzeméhez. Nem zárható ki azonban, hogy ha a feszültségkiesés mind a négy blokkra kiterjed, s így az előszűrő üzem leáll, akkor idővel a dobszűrők eltömődnek, ami a BHV elvesztésére vezethet. Ennek megakadályozása érdekében döntés született a szalagszűrők biztonsági betáplálásának megvalósítására.

CBFJ.docx

2011.

108. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.2-1. ábra: Biztonsági hűtővíz előszűrő üzem A sótalanvíz rendszer A végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén a rendszerben csak a sótalanvíz tartályokra, a sótalanvíz gerincvezetékekre és armatúráikra van szükség ahhoz, hogy a kiegészítő üzemzavari tápszivattyúk hűtővizet tudjanak szolgáltatni a gőzfejlesztőbe. Lehetőség van az ikerblokkok sótalanvíz rendszerei közötti áttáplálásra is, amely tovább fokozza az ellátás biztonságát. Az elvégzett rendszer-megbízhatósági elemzésekben a biztonsági funkciót potenciálisan veszélyeztető emberi hibákat részletesen feltártuk. Ezek közül a sótalanvíz rendszerben a szivattyúk automatikus indulás-elmaradásának pótlását jelentő emberi beavatkozás hibája volt a legfontosabb. A végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén azonban ilyen tevékenységre nincs szükség. Az üzemzavari és kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer Az üzemzavari és a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer teljesen független egymástól. Az egyes kiépítésekhez tartozó, blokkonként kettő-kettő kiegészítő üzemzavari tápvízszivattyú egy helyiségben található. Egyes tápvíz- vagy gőzvezetéki sérülések hatására az üzemzavari tápvízrendszer víz alá kerülhet. A közös helyiségben történő elhelyezés biztonságra gyakorolt hatása, annak összes előnyével és hátrányával az erőmű valószínűségi biztonsági elemzésében értékelve van. Mindkét rendszer egyidejű, teljes kiesését közös okú belső hibából nem kell feltételezni, mivel teljesen külön épületben, egymástól távol helyezkednek el. Az egyik rendszer hibája esetén a másik rendszer veszi át a biztonsági funkciót.

CBFJ.docx

2011.

109. oldal / 205


Verziószám: 1

A pihentető medence hűtésének megszűnése A pihentető medence hűtés-kimaradásának következménye, hogy a medence vize felmelegszik, majd felforr. Konzervatív feltételezésekkel élve a forrás kb. 4 óra elteltével indul meg és a fűtőelem burkolat sérülése mintegy 19 óra múlva kezdődik meg [2.2.2-6]. Így a pihentető medence hűtés tervezési üzemzavara esetén megfelelő idő áll a személyzet rendelkezésére ahhoz, hogy alkalmazza az üzemzavar elhárítási utasításokban előre rögzített eljárást. Ennek lényege, hogy az üzemzavari hűtőrendszer tartályaiban tárolt hűtővíz periodikus felhasználásával a felmelegedést mindaddig késleltetni lehet, amíg a pihentető medence hűtésének helyreállításán dolgoznak. A medencehűtés tervezési üzemzavaraiként vizsgáltuk a szivattyúkiesést és a hűtőkörben bekövetkező csőtörést. A hűtőkörben bekövetkező csőtörés vagy a medence szivárgása a medence (részleges) leürüléséhez vezethet. Amikor az összes tárolt kiégett fűtőelem az alsó tároló polcon helyezkedik el, akkor ez nem okoz jelentős problémát, mivel a kezelési utasításokban meghatározott tartályokból a pihentető medence túlfolyóján keresztül történő betáplálással a medence folyamatos hűtése biztosítható. Ha a hűtőközeg-vesztés abban a ritkán és csak rövid ideig fennálló helyzetben következik be, amikor a kiégett fűtőelemek egy részét ideiglenesen a felső tárolópolcon tárolják, akkor a vízszint rövid idő alatt a kötegek fejrésze alá süllyed, de ezt követően a forrásban lévő hűtővíz több óráig elegendő hűtést ad a kiégett fűtőelemek teljes hossza mentén. Ezen időtartam alatt kell operátori beavatkozással stabilizálni a helyzetet, amely kezelhető mértékű szivárgások esetére is tartalmaz utántáplálást biztosító utasításokat. A hűtőkörben fellépő egyszeres meghibásodások (pl. egy szivattyú kiesése) a redundáns kiépítés miatt közvetlenül nem okoznak problémát. A csőtöréses üzemzavarok elkerülése terén jelentős előrelépést hoz a felülvizsgálat időszakában, az 1.1.9 fejezetben bemutatott ütemezés szerint megvalósított hűtőköri átalakítás, amelynek során a csővezetékekbe közvetlenül a betonfalból való kilépésük pontján gyors működésű elzáró armatúrákat építünk be automatikus vezérléssel. Ezek, megfelelő szenzorokkal érzékelve a csőtörés tényét, az adott csővezetéket lezárják a hűtővízvesztés elkerülése érdekében. Ugyanezen megoldás zárja ki az átalakítás előtt szóba jöhető közös okú meghibásodás, az elárasztás által okozott problémát is, mivel az elárasztást magából a törött csővezetékből kifolyó víz okozná. A pihentető medence hűtése a biztonsági hűtővíz rendszer teljes kiesése esetén nem biztosítható. Ennek oka, hogy egyrészt az üzemi hűtőrendszer hőcserélőihez nem jut hűtővíz, másrészt az üzemzavari helyzetekre előirányzott periodikus vízcserés megoldáshoz alkalmazandó szivattyúk tömítéseinek hűtő- és záróvizét is a biztonsági hűtővíz rendszer szolgáltatja. Ezt az esetet a 2.2.5. alfejezetben vizsgáljuk. A tervezési alapba tartozó események vizsgálata során – a nemzetközi gyakorlatnak megfelelően – az egyszeres meghibásodások számbavételénél az operátori hibákat is figyelembe vettük. Ezen túlmenően az erőmű folyamatosan törekszik az emberi hibákra visszavezethető meghibásodások visszaszorítására. Az erőmű közvetlen operatív irányításában résztvevő blokkvezénylői személyzet az erőmű pontos mására felépített teljes léptékű szimulátoron szerzi meg és tartja szinten az üzemeltetéshez, üzemzavar-elhárításhoz szükséges kompetenciákat. A nukleáris és az atomerőmű specifikus ismereteket az atomerőmű oktatási létesítményeiben üzemeltetési jogosítványt biztosító képzéseken szerzik meg a dolgozók. Nagy hangsúlyt kap a változások követése, a saját és a külföldi atomerőművek üzemeltetési tapasztalataink megismerése, a biztonság iránti elkötelezettség növelése. Tudásukról,

CBFJ.docx

2011.

110. oldal / 205


Verziószám: 1

felkészültségükről hatósági vizsgán 5 évenként, a szimulátoron pedig évente újabb teljes körű vizsgán tesznek tanúbizonyságot. Az erőmű üzemi paramétereinek figyelését, rögzítését, az adatok kezelését, tárolását, feldolgozását, a műveletek naplózását, a munkairányítást korszerű informatikai rendszerek, eszközök támogatják. Üzemzavari helyzetben állapot orientált kezelési utasítások, illetve súlyos-baleseti kezelési utasítások rendszere segíti az operátort a helyes döntések meghozatalában. Az erőmű jelentős energiát fordít arra, hogy a dokumentációk kezelési (készítés, tárolás, hozzáférhetőség) hatékonysága a technikai lehetőségek előrehaladásával folyamatosan javuljon. Az erőmű minőségirányítási rendszere egyértelműen meghatározza a szervezetek, egyének feladatait és felelősségét. Az erőmű szervezeti felépítése tiszta és átlátható, a felelősségi körök tisztázottak. Az erőmű sokéves üzemeltetési tapasztalata hozzájárul a munkavégzési kultúra színvonalának folyamatos emeléséhez.

2.2.2.5

Összefoglalás

Következtetések, értékelés A vizsgálat bemutatta, hogy az erőmű tervezési alapja belső okokból bekövetkező helyzetekben gyakorlatilag kizárja azt az esetet, amikor valamely okból a végső hőelnyelő funkció elvész. Ezt megerősíti az az üzemeltetési tapasztalat, miszerint nem fordult elő, hogy belső eredetű, közös okú hiba veszélyeztette volna a rendszerek üzemképességét. A vizsgálat az érintett rendszerekkel kapcsolatban az alábbi következtetésekkel zárult: Feszültségkiesés esetén a vízkivételi műben betáplálás hiányában leállnak a gerebfésűk és a szalagszűrők, ui. ezek nem rendelkeznek biztonsági betáplálással. Így néhány nap után fennáll a veszélye a szűrők eltömődésének, ami a biztonsági hűtővíz rendszer elvesztésére vezetne. Ennek megelőzésére döntés született a szalagszűrők biztonsági betáplálásának megvalósítására. A végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén a zóna hűtés biztosításához csak a sótalanvíz tartályokra, a sótalanvíz gerincvezetékekre és armatúráikra, valamint a kiegészítő üzemzavari tápszivattyúkra van szükség. E rendszerek a belső okú meghibásodás ellen kellően védettek. Tovább fokozza az ellátás biztonságát, hogy lehetőség van az ikerblokkok sótalanvíz rendszerei közötti áttáplálásra is. A pihentető medence hűtése a biztonsági hűtővíz rendszer kiesése esetén nem biztosítható, ui. az üzemzavari helyzetekre előirányzott periodikus vízcserés megoldáshoz is e rendszer működése szükséges. Mivel a hűtés kimaradása kb. 14 órán belül a tárolt fűtőelemek túlhevüléséhez vezet, döntés született a biztonsági hűtővíztől és a sótalanvíz rendszertől független, alternatív hűtési megoldás kidolgozására (ld. 2.2.5 alfejezet). A biztonsági hűtővíz szűrők eltömődésének megakadályozása érdekében biztosítani kell a szűrők biztonsági villamos betáplálását.

CBFJ.docx

2011.

111. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.3 A végső hőelnyelő rendszereinek védettsége a külső természeti hatásoktól A jelen fejezetben bemutatjuk, hogy a végső hőelnyelőt biztosító rendszerek milyen mértékben védettek az egyes külső természeti hatásoktól. A rendszerek eredetei tervezésénél a külső hatások figyelembevétele a tervezési alapban nem volt teljes körű. A későbbiek folyamán az összes érintett rendszer ellenőrzése, minősítése és szükség esetén megerősítése megtörtént, illetve néhány esetben még folyamatban van.

2.2.3.1


A felülvizsgálat célja annak megállapítása, hogy a végső hőelnyelő és a pihentető medence hűtőrendszerei milyen mértékben védettek az egyes külső természeti hatásoktól, valamint annak értékelése, hogy a tervezési alapba tartozó külső természeti hatások eredményezhetik-e a végső hőelnyelő és a pihentető medence hűtésének tartós elvesztését.

2.2.3.2


A tervezési alapba tartozó környezeti hatásokkal szembeni védettségre vonatkozó követelményeket a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok 3. kötete tartalmazza, amely szerint a biztonsági funkciót ellátó rendszerek, rendszerelemek tervezése, méretezése során figyelembe kell venni a telephelyen jellemző természeti eredetű külső veszélyforrások járulékos terheléseit. A legrészletesebb követelmények a külső veszélyek tekintetében a földrengésre vonatkoznak. A paksi atomerőmű esetében egy földrengésre nem tervezett atomerőművet kellett egy újonnan meghatározott biztonsági földrengésre megfelelővé tenni. E földrengés-biztonsági program végrehajtása során a követendő eljárást és követelményeket számos hatósági határozat, a 3.2. hatósági irányelv, az akkor érvényes NBSZ 3. kötet szabályozta, valamint figyelembe vettük a NAÜ ajánlásait. A módszertant illetően a szerkezetek, rendszerek biztonsági és földrengés-biztonsági osztálya szerint differenciáltuk a minősítés módszereit s a minősítési eljárást, kombinálva az atomerőmű tervezéséhez előírt, szabványos módszereket és az újraminősítéshez kidolgozott elemzési és empirikus minősítési módszertant.

2.2.3.3


Az 1.2.2.4 alfejezetben bemutattuk, hogy a végső hőelnyelő rendszerek tervezési alapjában a Duna áradását mint veszélyforrást nem kellett figyelembe venni, ezért ebben a fejezetben csak a rendszerek földrengésállóságát, az alacsony hűtővízszint, valamint az extrém időjárási hatások elleni védettséget értékeljük.

2.2.3.4 2.2.3.4.1

A felülvizsgálat megállapításai Földrengés elleni védettség

A végső hőelvitel a földrengést követő lehűtés kezdeti szakaszában a hűtési technológia szerint a gőzfejlesztőkbe táplált sótalanvíz elgőzölögtetésével, a gőz légkörbe engedésével valósul meg. A sótalanvíz rendszer földrengés-biztonsági megfelelőségének vizsgálatát a rendszertechnikailag szükséges terjedelemben elvégeztük. A rendszer csővezetékeinek szeizmikus teherviselő képességét a szükséges megerősítések elvégzése után igazoltuk. A sótalanvíz készletet tároló tartályok a kiegészítő lehorgonyzásokkal képesek elviselni a biztonsági földrengés közvetlen igénybevételeit. Ahogyan azt az 1.1.9. alfejezetben bemutattuk a II. kiépítés három tartálya az egészségügyi és laborépület közvetlen közelében van. A jelentős

CBFJ.docx

2011.

112. oldal / 205


Verziószám: 1

ellenálló képességgel bíró vasbeton szerkezetű egészségügyi és laborépület formálisan nincs minősítve biztonsági földrengésre, a tartályok pedig az épületet burkoló panelek rádőlése ellen nem feltétlenül védettek. Azt a tényt, hogy nagyobb intenzitású földrengésnél az egymásnak részben tartalékait képező tartályok valamelyike sérülhet, a kockázat elemzésekben figyelembe vettük. A nyílt körű hűtésről a zártkörű gőz-vizes hűtésre való áttérés az üzemzavari tápszivattyúkkal és a normál lehűtő rendszerrel valósítható meg, ezért ezeket a rendszereket minősítettük és szükség szerint megerősítettük. A lehűtő rendszer esetén átalakítással biztosítottuk, hogy a két hűtőkör egymásnak teljes értékű tartaléka legyen. A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer a nyitott szekunder hűtőköri hűtés szakaszában tartalékként áll rendelkezésre az üzemi, illetve az üzemzavari tápvízrendszerek meghibásodása esetén a gőzfejlesztők sótalanvízzel való táplálására. Korábbi biztonságnövelő intézkedések keretében a rendszer szivattyúit, a nyomóvezetékeit – az elzáró és szabályzó szerelvényekkel együtt – a turbina gépházból a védettebb reaktorépületbe telepítettük. A rendszer áttervezése az egyszeres hibatűrés és a földrengés-biztonsági követelmények szerint valósult meg. A földrengéseket követő lehűtésnél a lehűtő rendszertől a hőt a végső hőelnyelőbe a biztonsági hűtővíz rendszer vezeti el. A rendszer azon részét, amely szükséges a földrengés utáni helyzet kezeléséhez, minősítettük és megerősítettük. A hűtési technológia által nem igényelt részek leválasztását izoláló armatúrák beépítésével oldottuk meg. Az említett rendszereket befoglaló épületek mindegyikét földrengésre megerősítettük. A vasbeton reaktor épületre támaszkodó, csarnok szerkezetű galéria épület és turbina gépház földrengés-állóságának felülvizsgálata a főépületekkel együtt, egy komplex modell segítségével történt. Ennek eredményeképpen az acél csarnokszerkezetek hossz- és keresztirányú, földrengésből származó vízszintes erőhatásokkal szembeni merevségét jelentős építészeti beavatkozások árán (merevítő elemek-, lehorgonyzások beépítése, csomóponti kötések megerősítése) megnöveltük. A 2.2.3-1. ábra a főépület egyik külső megerősítését, míg a 2.2.3-2. ábra a turbinacsarnok egy tipikus megerősítési helyét mutatja.

2.2.3-1. ábra: A főépület egyik megerősítési helye

CBFJ.docx

2011.

113. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.3-2. ábra: A turbinacsarnok egyik megerősítési helye Az 1.2.1.4 fejezetben bemutattuk, hogy a tervezési alapnál nagyobb gyorsulástartományokban már meghatározó szerepet játszó sérülési mód az épületek süllyedését okozó talajfolyósodás. Az épületek süllyedésének meghatározására irányuló számítási eredmények bizonytalansága miatt nem kizárható, hogy a földrengés esetén bekövetkező talaj- és épület-süllyedés mértéke meghaladhatja azokat az értékeket, amelyeket a földrengés-biztonsági program keretében korábban figyelembe vettünk. A főépületbe menő földalatti csővezetékek, kábelek csatlakozási pontjai kritikusak lehetnek tekintettel az épületek és a terheletlen talajban lévő vezetékek földrengés által kiváltott süllyedésére, illetve a relatív elmozdulásokra. Egy ilyen hűtővízvezeték becsatlakozási pont látható a 2.2.3-3. ábrán.

CBFJ.docx

2011.

114. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.3-3. ábra: Hűtővízvezeték földalatti becsatlakozása a főépületbe A pihentető medence hűtőkörét a biztonsági földrengésre minősítettük, illetve megerősítettük. Elemzésekkel igazoltuk, hogy a reaktorépület vasbeton tömbje a biztonsági földrengés által okozott igénybevételekre megőrzi szerkezeti épségét, ami egyúttal azt is jelenti, hogy a vasbetontömb részét képező pihentető medence épsége biztosított. Itt megerősítésre nem volt szükség. A pihentető medencében tárolt fűtőelemekre földrengés esetén veszélyt jelentene a medence fölötti reaktorcsarnok tetőszerkezetének sérülése. A reaktorépület földrengés esetén való viselkedését megvizsgáltuk, és olyan megerősítéseket hajtottunk végre, amelyekkel a reaktorcsarnok egysége biztosítható, a tetőpanelek leesése elkerülhető. Megvizsgáltuk a nyitott pihentető medence fölötti emelőgépek parkoló helyzetben lévő stabilitását, és e szerint nem kell feltételezni, hogy ezek az emelőgépek a medencére zuhanjanak. A viszonylag ritkán használt emelőgépek mozgása közben fellépő földrengések esélye lényegesen kisebb, az ilyen esetekből származó többlet kockázatot a valószínűségi biztonsági elemzések keretében értékeltük. A kondenzátor hűtővíz rendszernek földrengést követően nincsen funkciója, ezért a rendszer elemei, és a 3600 mm átmérőjű, árokban elhelyezkedő, a 2.2.3-4. ábrán látható acél csővezetékei formálisan nincsenek földrengésre minősítve. A csővezeték esetleges sérülésének veszélye így nem kizárható a biztonsági földrengésnél kisebb rengések esetén sem. A csővezetékekben jelentős térfogatú vízmennyiség található. Ez kiömölve feltölti a csővezeték árkokat. Elvileg elegendő térfogat áll rendelkezésre a kiömlő vízmennyiség befogadására, de a sérülés mértékének függvényében, illetve amikor a kondenzátor hűtővíz szivattyúk nem állnak le, jelentős dinamikai hatások feltételezhetők. Ilyenkor az árkok egyenletes feltöltődése nem garantálható, így lokális elöntés lehetséges. A sérülési hely függvényében előfordulhat a dízel és a vízmű épületekbe menő biztonsági kábel alagutak, a vízmű vezénylő pinceszintjén lévő biztonsági kábel leágazások, valamint a turbinagépház pinceszintjének elárasztása. A nagyátmérőjű csővezeték töréséből származó következmények elleni védettség fokozása célszerű.

CBFJ.docx

2011.

115. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.3-4. ábra: A kondenzátor hűtővíz rendszer udvartéri csővezetékei 2.2.3.4.2

Alacsony vízszint elleni védettség

A Duna alacsony vízszintje a végső hőelnyelő rendszerei közül egyedül a biztonsági hűtővíz szivattyúk tervezési alapjára jelent követelményt. Korábban a 2.2.3-5. ábrán látható biztonsági hűtővíz szivattyúkat meghosszabbítottuk, szívókönyökeiket kicseréltük, így azok Bf 83,50 m szintig indíthatók és kavitációmentesen üzemben tarthatók.

2.2.3-5. ábra: A biztonsági hűtővíz szivattyú (a meghosszabbított szívókönyökkel) a beépítési helyén, illetve karbantartáson

CBFJ.docx

2011.

116. oldal / 205


Verziószám: 1

Mindezen túl extrém alacsony vízállások esetére kiépítésenként kialakítottunk két-két olyan zsiliptáblát, amelyek mindegyikén három-három búvárszivattyút helyeztünk el. A zsiliptáblák fölött két darab 1x1 m-es ablak található. Alacsony vízállásnál egy intézkedési terv alapján ezeket a zsilipeket a hidegvíz csatornába lehelyezik, és a zsiliptáblákon keresztül a búvárszivattyúk, az ablakokon keresztül pedig úszó pontonokra helyezett, kiépítésenként nyolc dízelhajtású átemelőszivattyú biztosítja a biztonsági hűtővíz rendszer részére a megfelelő mennyiségű hűtővizet. Az alacsony vízállás kialakulása fokozatos, időben elhúzódó, az atomerőmű üzemeltetője által követhető folyamat, így az üzemben még zavart nem okozó Bf 85,00 m vízállás fellépésétől kezdve egy intézkedés sorozatot kell végrehajtani az alábbi fokozatok szerint: Alacsony vízvédelmi fokozat öblözeti vízállás ( Bf m) I. fokozat II. fokozat III. fokozat IV. fokozat

85,00-84,50 84,50-84,00 84,00-83,50 <83,50

Az I. vízvédelmi fokozat életbelépését követően a palánki telepen tárolt, a 2.2.3-6. ábrán látható dízelhajtású Pajtás VI-F szivattyúk üzemképességét soron kívül megvizsgálják, az akkumulátoraikat frissen feltöltöttre cserélik. A II. vízvédelmi fokozat elrendelése után biztosítják, hogy az atomerőmű nehézkikötője a vízreszálláshoz rendelkezésre álljon, a dízelhajtású Pajtás VI-F szivattyúkat szállításra előkészítik. Elvégzik a kondenzátor hűtővíz-kamra szintcsökkenés automatika próbáját, valamint a lehűtő rendszer mindkét ágát üzemképes állapotba hozzák. A biztonsági hűtővíz szivattyúk előszűrőinek ellenállását a szűrők tisztításának sűrítésével 0,1 m alatt tartják. A III. vízvédelmi fokozatnál megkezdik a biztonsági hűtővíz rendszerek tartalék betáplálását megvalósító 1 000 m3/óra teljesítményű előtét búvárszivattyúk telepítését. Ugyancsak megkezdik a biztonsági hűtővíz rendszerek tartalék betáplálását szolgáló Pajtás átemelőszivattyúk pontonokra történő telepítését. A blokkok leállítását és lehűtését megkezdik, ha a normál hűtővízszivattyúk üzemeltetéséhez nincsen elegendő vízszint. A legkritikusabb, IV. fokozat fellépése esetén a tűzivíz szivattyútelepek – amelyek a melegvíz csatornából szívnak – üzemkészségéhez a szűrtvíz medence szakaszos ürítésével a melegvíz csatorna vízszinteket biztosítják. Elindítják a telepített búvár és a tartalék Pajtás betáplálási szivattyúkat.

CBFJ.docx

2011.

117. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.3-6. ábra: Szállításra előkészített dízelhajtású Pajtás VI-F átemelőszivattyú A fenti beavatkozások megvalósíthatóságát korábban egyszer kipróbálták, de az intézkedési tervben szereplő berendezések rendszeres ellenőrzése, karbantartása, lepróbálása nem teljes körű. 2.2.3.4.3

Más extrém környezeti hatások elleni védettség

Az 1.2.4.4 fejezetben már rögzítettük, hogy az extrém környezeti hatások elleni védettség ellenőrzésére és dokumentálására vonatkozó, korábban elhatározott vizsgálat még folyamatban van. A végső hőelvezetési lehetőséget biztosító rendszerekre vonatkozóan egy rendszertechnikai értékelés már készült, amelynek előzetes megállapításait az alábbiak szerint közöljük. Szélsőséges szélterhelés A végső hőelvezetési lehetőséget biztosító rendszerek szélterhelés ellen megfelelően védett épületekben helyezkednek el. A rendszerek, rendszerelemek a szeleket kísérő egyéb járulékos hatásokra (pl. homok, por) nem érzékenyek. Extrém hőmérséklet A biztonsági hűtővíz rendszer az extrém külső léghőmérsékletektől jól védett, mert elemei vagy földalatti vezetékek vagy zárt vasbeton aknákban helyezkednek el. A vízmű vezénylő épület nagy üvegfelületekkel rendelkezik. Ezek sérülése esetén a kezelői kiszolgálás nehézzé válhat, de el nem lehetetlenül. A hűtőrendszerek egy jelentős része a turbinagépházban helyezkedik el. A turbinagépházon belüli technológiai berendezések kialakításuk szerint eleve igazodnak a csarnokban uralkodó környezeti körülményekhez és üzemeltetésük a tartósan magas, esetleg extrém mértékig magas külső hőmérsékleti hatások által kialakuló turbinacsarnoki környezetben is egyaránt biztosított.

CBFJ.docx

2011.

118. oldal / 205


Verziószám: 1

A turbinagépház a nagyméretű ablakfelülete (egyrétegű vaskeretes üvegtáblák) miatt érzékeny a külső hideg hatásával szemben. A tartósan, esetleg extrém mértékben hideg külső hőmérséklet hatására a turbinagépházon belül fagyásveszély alakulhat ki, ami leginkább az ablakok közelében lévő, a pangó vizet tartalmazó, a kis átmérőjű és a szigeteletlen csővezetékeket veszélyezteti. Az eredeti forróvizes fűtési rendszert lecseréltük jóval hatékonyabb, a háziüzemi gőzrendszerről táplált fűtési rendszerre. Alternatív lehetőségként rendelkezésre áll 10 db 15 kW-os elektromos fűtőtest, ami egy tartósan hideg, vagy extrém hideg külső hőmérséklet ellensúlyozására, a csarnokon belül kialakuló hideg pontok megszüntetésére jól alkalmazható. Szélsőséges esőzés, havazás és villámcsapások A 2.1.3.4.3 pont kapcsolódó megállapításai ezekre a rendszerekre is vonatkoznak.

2.2.3.5

Összefoglalás

A végső hőelvezetési lehetőség tartós elvesztésének lehetőségére irányuló felülvizsgálat alapján a következőket állapítottuk meg: Az atomerőmű tervezésekor az extrém környezeti hatások figyelembevétele nem volt teljes körű, a későbbiek folyamán a földrengésre vonatkozóan az összes érintett rendszer ellenőrzése, minősítése és szükség esetén megerősítése megtörtént, illetve az extrém időjárási hatások tekintetében még néhány esetben folyamatban van. A földrengés esetére kidolgozott lehűtési és tartós hűtési technológia biztosítja a reaktorban és a pihentető medencében keletkezett hő végső hőelnyelőig való eljuttatását az ehhez szükséges rendszerek földrengésállóságot szolgáló minősítéseinek és megerősítéseinek köszönhetően. A rendszerek hűtéshez nem szükséges részeinek földrengést követő leválasztási lehetőségét megfelelő átalakításokkal megoldottuk. A földrengésre való megerősítések, minősítések megtörténtek a technológia működőképességéhez szükséges minden rendszerre, rendszerelemre, a befogadó épületekre, tartószerkezetekre, a működéshez szükséges villamos és irányítástechnikai rendszerekre, illetve sérülést okozó kölcsönhatások kivédésre. A végső hőelnyelő rendszerek tervezési alapjában a Duna áradása, mint veszélyforrás kiszűrhető volt. A biztonsági hűtővíz szivattyúk korábban végrehajtott átalakításával biztosítottuk, hogy azok a tervezési alapba tartozó vízszintnél lényegesen alacsonyabb vízszintek esetén is indíthatók és kavitációmentesen üzemben tarthatók legyenek. Extrém alacsony vízállások esetén egy intézkedési terv alapján a zsilipek és különböző dízelhajtású szivattyúk segítségével lehetőség van a hidegvíz csatorna felduzzasztására, amellyel biztosítható a biztonsági hűtővíz rendszer részére a megfelelő mennyiségű hűtővíz. 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 végrehajtása még folyamatban van. Az eddig elvégzett előzetes rendszertechnikai vizsgálatok a végső hőelnyelő rendszerei tekintetében nem tártak fel jelentősebb kockázatra utaló problémát.

CBFJ.docx

2011.

119. oldal / 205


Verziószám: 1

A sótalanvíz készlet biztosításában kiemelt szerepet játszó sótalanvíz tároló tartályok a II. kiépítésen a földrengésre nem minősített egészségügyi és laborépület közvetlen közelében vannak. Az épület falait szükség szerint meg kell erősíteni vagy a tartályoknak a rádőléstől való védelmét kell biztosítani. Megfelelő védelmet kell kiépíteni a kondenzátor hűtővíz szivattyúk leállítására olyan esetekben, amikor a kondenzátor hűtővíz vezeték megsérül földrengés vagy egyéb okból. Biztosítani kell, hogy a csővezetéki árkok teljes térfogatukban alkalmasak legyenek a kiömlő víz befogadására és elvezetésére. Ha szükséges, a rézsű megemelésével vagy védőgáttal kell megoldani, hogy a turbinacsarnok, illetve a kábelalagutak elöntése ne következhessen be. A tervezési alapnál nagyobb gyorsulástartományokban már meghatározó szerepet játszó sérülési mód az épületek süllyedését okozó talajfolyósodás. Emiatt szükséges a főépület megsüllyedése által veszélyeztetett földalatti vonalas szerkezetek és csatlakozásaik újraminősítése, illetve szükség esetén relatív elmozdulásokat lehetővé tevő átalakításuk. A Duna alacsony vízállására vonatkozó intézkedési tervben szereplő berendezések rendszeres ellenőrzését, karbantartását, lepróbálását teljes körűvé kell tenni. Ki kell dolgozni az érintett berendezésekre vonatkozó, még hiányzó ellenőrzési, tesztelési és karbantartási utasításokat.

2.2.4 A végső hőelnyelő funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatásokra 2.2.4.1


Jelen fejezet célja annak bemutatása, hogy a végső hőelnyelő funkció tartós elvesztését a tervezési alapon túli külső hatások mely szintje milyen eséllyel képes kiváltani. Ebben a tekintetben a felülvizsgálat célja a végső hőelvezetési lehetőség rendszerei tervezésen túli külső hatásokra vonatkozó tartalékainak meghatározása.

2.2.4.2



2.2.4.3


A felülvizsgálat terjedelmébe minden potenciálisan fontos természeti eredetű külső veszély beletartozik. E veszélyek közül az 1.2.2. alfejezetben, továbbá az 1.2.3. alfejezetben dokumentált vizsgálatok megállapításai szerint a jelen vizsgálat során nem szükséges számolni a Duna extrém alacsony és extrém magas vízállásával. Az extrém terheléseket okozó meteorológiai hatások értékelését a blokkok korábbi időszakos biztonsági felülvizsgálatának eredményeként az 1.2.4.5 alfejezetben megadott javító intézkedés keretében végezzük. Jelenleg még nem állnak rendelkezésre olyan eredmények, amelyek alapján a tervezési alapon túli

CBFJ.docx

2011.

120. oldal / 205


Verziószám: 1

tartalék az extrém időjárási körülményekre megítélhető lenne. Összességében a tervezési alapon túli tartalék szempontjából jelenleg konkrétan értékelhető külső természeti eredetű esemény a földrengés.

2.2.4.4


A földrengés hatásaira vonatkozó valószínűségi biztonsági elemzés [2.1.4-1] készítésekor figyelembe vettük a kockázathoz hozzájáruló valamennyi rendszert, szerkezetet (épületet), illetve rendszer- és szerkezeti elemet, beleértve: a gépészeti berendezéseket (szivattyúkat, csővezetékeket, armatúrákat); a gépészeti berendezések működésére hatással lévő villamos és irányítástechnikai elemeket (reléket és egyéb készülékeket); a rendszerelemeket magukba foglaló épületszerkezeteket; azon szerkezeteket, épületeket, amelyek sérülésükkel, rádőlésükkel veszélyeztethetik a vizsgált berendezések működőképességét (pl. szellőzőkémény, egészségügyi és laborépület). Az egyéb rendszerekhez és rendszerelemekhez hasonlóan a felülvizsgálat tárgyát képező végső hőelnyelő funkció fenntartásában résztvevő összes rendszerre és rendszerelemre meghatároztuk azok sérülékenységének mértékét. Így minden rendszerelemre ismert, hogy adott erősségű földrengés esetén milyen eséllyel veszíti el funkcióját. Az e rendszerekre vonatkozó modellrészek és adatok felhasználásával a végső hőelnyelő tartós elvesztésére specifikus modellt építettünk. A tervezésen túli tartalékot a modell kiértékelése alapján határoztuk meg. A modellépítés és számítás részleteit [2.1.4-2] tartalmazza. A számításokhoz felhasználtuk a földrengés PSA keretében meghatározott sérülékenységi jellemzőket [2.1.4-3], továbbá a földrengésvédelmi megerősítések, minősítések eredményeit. A reaktorban termelődő hő elvitele alapvetően a gőzfejlesztőkön keresztül történik a szekunder oldal rendszereinek segítségével. A hőelvitel végső fázisa a lehűtőrendszer víz-vizes üzemmódjában, zárt körben történik. A végső fázis eléréséhez a blokkot le kell hűteni. A lehűtés különböző szakaszaiban előfordulhatnak különböző hűtési konfigurációk. A normál lehűtés kezdeti szakaszában a termelődő gőzt a kondenzátorba redukálók fújják le a kondenzátorokba, amelyet a lehűtőrendszer gőz-vizes üzemmódja követ. Ezek a lehűtési konfigurációk zártkörűek, de esetleges ellehetetlenülésük esetén a lehűtés egy darabig nyitott körben is lehetséges a gőz „eldobásával” atmoszférába redukálókon, vagy a gőzfejlesztők biztonsági szelepein keresztül. A szekunder oldali hűtőközeg utánpótlása ebben az átmeneti időszakban külső forrásból, a sótalanvíz-tartalékokból lehetséges. Amennyiben a gőzfejlesztőkön keresztül történő hőelvitel nem lehetséges, akkor alternatív hűtési útvonalként a hűtés az állapot-orientált üzemzavar elhárítása utasításban (ÁOKU) előírtak szerint a ZÜHR-hőcserélőkön keresztül lehetséges. Ehhez ki kell nyitni a térfogatkompenzátor lefúvató szelepét, így a primerköri hőhordozó a hermetikus térbe kerül. A hermetikus téri zsompokban a hűtőközeg összegyűlik, és a zsompokból a zsompi hőcserélőkön lehűtve a nagynyomású ZÜHR-szivattyúkkal visszatáplálható a primerkörbe. A hűtőközegmennyiség megfelelő szinten tartásához ekkor szükség van valamely ZÜHR-tartály vizére is. A végső hőelnyelő elvesztése a reaktor szempontjából tehát akkor következik be, ha mind a gőzfejlesztőkön keresztüli, mind pedig a ZÜHR-hőcserélőkön keresztüli hőelvitel ellehetetlenül. A kétféle hőelviteli lehetőségnek van közös része is, előbbi esetben a lehűtőrendszer által elvont hő a technológiai kondenzátoron keresztül végső soron a biztonsági hűtővíznek adódik át, utóbbi esetben a ZÜHR-hőcserélőn keresztüli hőelvonást szintén a

CBFJ.docx

2011.

121. oldal / 205


Verziószám: 1

biztonsági hűtővíz biztosítja. A biztonsági hűtővíz kiesése tehát már önmagában a végső hőelnyelő elvesztéseként értelmezhető. A végső hőelnyelő tartós elvesztése azt jelenti, hogy nem vesszük figyelembe a helyreállításra irányuló beavatkozásokat, valamint a 2.2.5. fejezetben értékelt és esetlegesen sikeresen alkalmazható alternatív hűtési lehetőségeket. A vizsgálathoz felhasznált alap földrengés PSA eredetileg is e feltételezéssel készült abból adódóan, hogy a földrengésvédelmi technológiai átalakítások (FTÁ) szerinti elhárítás 72 órán keresztül eleve nem számolt pl. sótalanvíz előállítással, a meghibásodott elhárító rendszerek helyreállítását pedig a PSA elemzések nem veszik figyelembe. A következőkben meghatároztuk, hogy mely földrengés által okozott sérülések válthatják ki a végső hőelnyelő elvesztéshez vezető eseményeket. Ennek során kiemelten kezeltük a biztonsági hűtővíz rendszer kiesését okozó sérüléseket, amelyek önmagukban a végső hőelnyelő elvesztéseként értelmezhetők. A biztonsági hűtővíz rendszer elvesztését okozó, a földrengés PSA elemzésben azonosított sérülések az alábbiak: A főépület szigetszerű süllyedését okozó talajfolyósodás, amely a főépülethez kívülről kapcsolódó rendszerek (pl. föld alatti csővezetékek, beleértve a biztonsági hűtővízvezetékeket is) sérülését okozza; HCLPF = 0,20 g. Felső küszöbértékkel jellemzett elemek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a biztonsági hűtővíz rendszer főbb elemei, pl. maguk a biztonsági hűtővíz szivattyúk; HCLPF = 0,53 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett villamos és irányítástechnikai elemek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a biztonsági hűtővíz rendszer üzeméhez szükséges egyes megszakítók, relék; HCLPF = 0,27 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett gépészeti elemek és szerkezetek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a vízművezénylő egyes téglafalai, amelyek összedőlése a biztonsági hűtővíz működtetésének sérülését okozza; HCLPF = 0,35 g. A földrengésvédelmi megerősítések következtében földrengés hatására egy szerkezetként viselkedő reaktorcsarnok – hosszirányú villamos galéria – turbinacsarnok épületkomplexum sérülése, amely a biztonsági hűtővíz vezetékek sérülését okozza; HCLPF = 0,29 g. A vízkivételi mű sérülése a biztonsági hűtővíz közvetlen elvesztését okozza; HCLPF = 0,47 g. A vízművezénylő sérülése a biztonsági hűtővíz működtetésének sérülését okozza; HCLPF = 0,27 g. A gőzfejlesztőkön keresztül történő hőelvitel elvesztését okozó további, a földrengés PSA elemzésben azonosított sérülések az alábbiak: A nagynyomású levegő rendszer kompresszor épületének sérülése, amely a nagynyomású levegő elvesztéséhez, ezáltal idővel a gőzfejlesztő-izoláló szelepek téves lezáródásához vezet; HCLPF = 0,11 g. A sótalanvíz tartályok sérülése nyilvánvalóan ellehetetleníti a nyitott körű hőelvitel átmeneti megvalósíthatóságát. Ezen túlmenően hosszabb távon a zárt körű hőelvitel elvesztését is okozza azáltal, hogy a normál tápvízvesztések pótlása is a sótalanvízkészletekből történne; HCLPF = 0,27 g.

CBFJ.docx

2011.

122. oldal / 205


Verziószám: 1

A keresztirányú villamos galéria sérülése a normál, az üzemzavari és a kiegészítő üzemzavari tápszivattyúk működtetésének sérülését okozza; HCLPF = 0,35 g. Az egészségügyi és laborépület a sótalanvíz tartályokra dőlve azok sérülését okozza, így ez a sérülés egyenértékűnk tekinthető a fentebb már ismertetettel; HCLPF = 0,15 g. Megjegyezzük, hogy ezen sérülésnek csak a 2. kiépítés esetében van szerepe a végső hőelnyelő elvesztésében. A felsorolt sérülések nem közvetlenül, hanem a ZÜHR-hőcserélőkön keresztül történő hőelvitel elvesztését okozó sérülésekkel együttesen fellépve vezetnek a végső hőelnyelő elvesztéséhez. A ZÜHR-hőcserélőkön keresztül történő hőelvitel elvesztését okozó további, a földrengés PSA elemzésben azonosított sérülések az alábbiak: A ZÜHR közbenső kör tartályainak sérülése esetén a ZÜHR közbenső kör idővel leürül, így a nagynyomású ZÜHR-szivattyúk tömítése hűtés nélkül marad. Ez hosszabb távon utóbbiak meghibásodásához vezet; HCLPF = 0,33 g. A nagynyomású és kisnyomású ZÜHR-tartályok együttes sérülése esetén nem lesz elegendő víz a primerkörbe történő betápláláshoz; a nagynyomású ZÜHR-tartályok esetében HCLPF = 0,38 g, míg a kisnyomású ZÜHR-tartályok esetében HCLPF = 0,42 g. A keresztirányú villamos galéria sérülése a nagynyomású ZÜHR működtetésének sérülését okozza; HCLPF = 0,35 g. A felsorolt sérülések nem közvetlenül, hanem a gőzfejlesztőkön keresztül történő hőelvitel elvesztését okozó sérülésekkel együttesen fellépve vezetnek a végső hőelnyelő elvesztéséhez. A végső hőelnyelő elvesztéséhez vezető összes sérülési kombináció, valamint az egyes szeizmikus sérülésekre vonatkozó sérülékenységi jellemzők [2.1.4-3] felhasználásával meghatároztuk a végső hőelnyelő földrengés miatti elvesztésének valószínűségét, azaz az eredő sérülékenységet. A számítások részleteit [2.1.4-2] tartalmazza. A végső hőelnyelő elvesztésére vonatkozó összesített átlagos sérülékenységi görbét a 2.2.4-1. ábra szemlélteti. Az ábrán a végső hőelnyelő elvesztésének, mint végeseménynek a valószínűsége látható a szabadfelszíni gyorsulással kifejezett terhelés függvényében, feltüntetve egyúttal a tervezési alaphoz tartozó biztonsági földrengésre (SSE) vonatkozó vízszintes szabadfelszíni gyorsulás értékét is. Látható, hogy a tervezési alapon túli földrengések esetében a végesemény bekövetkezése korántsem biztos; a bekövetkezés átlagos valószínűsége 0,42 g vízszintes szabadfelszíni gyorsulásnál éri el a 0,5 értéket, amely gyorsulás viszont már a tervezési alapnál ritkább földrengésekre jellemző.

CBFJ.docx

2011.

123. oldal / 205


Verziószám: 1

tervezési alap = 10 -4/év gyakorisággal fellépő földrengés

1

0.9


0.8

0.7

0.6

0.5

0.4

0.3

jelenlegi állapot

talajfolyósodás elleni védelem megerősítése esetén

0.2

0.1

0 0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1

PGA, g

2.2.4-1. ábra: A végső hőelnyelő földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében Az eredmények alapján megállapítható, hogy az alacsonyabb gyorsulástartományokban a főépület süllyedését okozó talajfolyósodás domináns szerepet játszik a végesemény bekövetkezési valószínűségében. Ennek egyik oka, hogy e talajfolyósodás a biztonsági hűtővíz kiesését okozza, így önmagában a végső hőelnyelő elvesztéséhez vezet. Másik oka, hogy a talajfolyósodás fellépése csak viszonylag alacsony gyorsulások esetén zárható ki, amelynek hátteréről további részletek az 1.2.1. alfejezetben találhatók. Megvizsgáltuk ezért, hogy a talajfolyósodás hatásai elleni védelem kialakítása/megerősítése esetén milyen mértékben változnának a tartalékok. Ha megerősítéssel sikerül a főépület süllyedését okozó talajfolyósodás miatti szeizmikus sérülések jellemzőit az alsó küszöbértékkel jellemzett gépészeti elemek és szerkezetek sérülékenységéig javítani, akkor a végső hőelnyelő elvesztésére vonatkozó átlagos sérülékenységi görbe a 2.2.4-1. ábrán vékonyabb vonallal jelzettek szerint módosul. Látható, hogy a tartalékok a tervezési alapba tartozót csak kismértékben meghaladó földrengések esetében számottevő mértékben növekednek, pl. 0,3 g vízszintes talajfelszíni gyorsulás esetén a végesemény bekövetkezésének átlagos valószínűsége 0,11-ről 0,06-re csökken. Pihentető medence hűtéséhez szükséges végső hőelnyelő A pihentető medencében termelődő hő elvitele a medence hűtőkörének segítségével történik, ez szállítja el és adja át a hőt a végső hőelnyelő szerepét betöltő biztonsági hűtővíz rendszernek. A medence hűtésének elvesztése tehát akkor következik be, ha a pihentető medence hűtőköre, vagy a biztonsági hűtővíz rendszer meghibásodik. A teljes körűség biztosítása érdekében mindkét hűtőrendszer meghibásodási lehetőségeit figyelembe vettük, amikor a „végső hőelnyelő funkció” sérülékenységét vizsgáltuk.

CBFJ.docx

2011.

124. oldal / 205


Verziószám: 1

Mivel a pihentető medence hűtőkörének minden eleme besorolható valamely alsó, vagy felső küszöbértékkel jellemezhető csoportba, így megállapítható, hogy a biztonsági hűtővíz rendszer földrengés miatti elvesztését okozó sérülésekhez (felsorolásukat lásd fentebb) képest a pihentető medence hűtése vonatkozásában nem szükséges egyéb sérülést figyelembe venni. A végső hőelnyelő funkció tervezési alapot meghaladó földrengésekre meglévő tartaléka tehát a pihentető medence esetében nagyobb, mint a reaktornál. Ennek oka az, hogy a pihentető medencénél lényegében csak a biztonsági hűtővíz rendszer elvesztését okozó szeizmikus sérülések a korlátozóak a tartalék szempontjából. A biztonsági hűtővíz rendszer sérülésekor viszont mind a pihentető medence, mind a reaktor hűtése elvész. Vizsgált kulcsesemények kombinációi Az eddig vizsgált két kulcsesemény kombinációjával kapcsolatban megállapítható, hogy a villamos betáplálás elvesztése egyúttal a végső hőelnyelő elvesztését is okozza. Villamos betáplálás nélkül nem működik a biztonsági hűtővíz rendszer, és nincs mód a gőzfejlesztőkön, vagy a ZÜHR-hőcserélőkön keresztül történő hőelvitelt biztosító rendszerek alkalmazására sem. Az ellenkező irányú kijelentés nem feltétlenül állja meg a helyét, mivel a hűtést biztosító rendszerek meghibásodhatnak a villamos betáplálás rendelkezésre állása esetén is. A két kulcsesemény kombinációja tehát egyenértékű a villamos betáplálás elvesztése mint kulcsesemény fellépésével, így a kombinált esemény tervezésen túli tartaléka szempontjából is a villamos betáplálás funkció tartaléka a meghatározó. Üzemállapotok szerinti vizsgálat A végső hőelnyelő elvesztéséhez vezető, a fentiekben ismertetett földrengés miatti sérülések a reaktor bizonyos üzemállapotaiban eltérő módon lépnek fel. Az eltérések alapján az üzemállapotok vizsgálatát három csoportba sorolva végeztük el [2.1.4-2]: 1. névleges teljesítményű üzem és a primer kör 150 °C feletti hőmérsékletével jellemzett üzemállapotok, 2. nyitott reaktorral jellemzett üzemállapotok, 3. egyéb üzemállapotok. Az első csoport üzemállapotaiban, azaz a névleges teljesítményű üzemben, valamint a csökkentett teljesítményű üzemállapotokban, továbbá a leállított reaktor üzemállapotaiban 150 °C primerköri hőmérséklet fölött a végső hőelnyelő elvesztése az előzőekben bemutatott szeizmikus sérülések miatt léphet fel. Így a tervezésen túli tartalék is az előzőek szerint jellemezhető. A második csoport üzemállapotai, azaz a – jellemzően üzemanyag-átrakásra – nyitott reaktor esetében a gőzfejlesztőn keresztüli hőelvitel kiesésekor a hűtést előírás szerint szakaszos vízbetáplálással kell biztosítani. Ehhez szükség van az átrakó medence túltöltésére a kisnyomású ZÜHR általi szakaszos vízbetáplálással és a víz visszavezetésére a szilfonon keresztül, valamint a rendszer vízkészletének időszakonkénti lehűtésére a ZÜHR-hőcserélőn keresztül. A végső hőelnyelő elvesztése így ezen üzemállapotokban is a biztonsági hűtővíz rendszer kiesése, vagy a gőzfejlesztőkön és a ZÜHR-hőcserélőn keresztüli hőelvitel együttes elvesztése esetén következik be. Figyelemmel kell lenni viszont arra, hogy ezekben az üzemállapotokban a ZÜHR-hőcserélőn keresztüli hőelvitel az előzőekben már vizsgálttól eltérően történik. Mindezek alapján megállapítható, hogy a fentiekben ismertetett földrengés miatti sérülések, a sótalanvíz tartályokat érintő sérülések kivételével, a második csoport üzemállapotai esetén is a hőelviteli lehetőségek elvesztését okozzák. E sérüléseken felül további földrengés miatti sérülések figyelembevétele nem szükséges. A második csoportba

CBFJ.docx

2011.

125. oldal / 205


Verziószám: 1

tartozó üzemállapotok esetében így a végső hőelnyelő elvesztésének esélye valamelyest kisebb az előzőekben bemutatottnál. Ebből következően a tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalék is kevéssel nagyobb az előzőekben számszerűen bemutatottnál. A harmadik csoport üzemállapotaiban, azaz akkor, amikor a primer kör hőmérséklete 150 °C alatt van, de a reaktor nem nyitott, a ZÜHR-hőcserélőkön keresztüli hűtésre nincs mód. Ekkor ugyanis a nagynyomású ZÜHR ki van szakaszolva, az átrakó medence kisnyomású ZÜHR-rel történő túltöltése pedig nem lehetséges. A hőcserélőkön keresztüli hűtés elvesztése tehát önmagában a végső hőelnyelő elvesztését jelenti. E hűtéskiesés ugyanakkor kisebb esélyű, mint az előzőekben számszerűen jellemzett esetben, mivel a sótalanvíz tartályokat érintő sérülések ezen üzemállapotokban nem befolyásolják a gőzfejlesztőn keresztüli hőelvitelt. Az üzemállapot-jellemzők és a hűtési konfigurációk értékelése alapján megállapítható, hogy a végső hőelnyelő elvesztésének esélye ezekben az üzemállapotokban nagyobb az előzőekben bemutatottnál. Ebből következően a tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalék is alacsonyabb. Ezek tehát a legsérülékenyebb üzemállapotok. Figyelembe véve, hogy a reaktor leállítása, illetve visszaindítása során fellépő átmeneti állapotokról van szó, melyek időtartama jelentősen rövidebb a többi üzemállapot időtartamánál, az alacsonyabb tervezésen túli tartalék nem jelent biztonsági problémát.

2.2.4.5

Összefoglalás

A felülvizsgálat során meghatároztuk, hogy a végső hőelnyelő tartós elvesztését a tervezési alapon túli földrengések mely szintje milyen eséllyel képes kiváltani, vagyis meghatároztuk a végső hőelnyelő funkció tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalékait. Az eredmények alapján kijelenthető, hogy a végső hőelnyelő rendszerei egy tervezési alapon túli földrengés esetén sem feltétlenül sérülnek meg, sérülésük esélye természetesen a földrengés erősségével növekszik. Azonosítottuk az alacsonyabb gyorsulástartományokban meghatározó szerepet játszó sérülési módot, amely a főépület süllyedését okozó talajfolyósodás. Értékeltük, hogy egy ilyen talajfolyósodás elleni védelem kialakítása/megerősítése mennyiben növeli meg a tartalékokat. Azt találtuk, hogy a tervezési alapnál nem sokkal erősebb földrengésekre a tartalékok növekedésének mértéke számottevő. Erre vonatkozóan a 2.2.3. fejezetben a védettséget fokozó javítóintézkedést tűztünk ki. A végső hőelnyelő elvesztési esélyének, illetve a tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartaléknak a számszerűen is bemutatott értékei a reaktor üzemállapotai közül a primer kör 150 °C feletti hőmérsékletével jellemzett üzemállapotokra tekinthetők közvetlenül érvényesnek. Ennél némileg kedvezőbb a helyzet a nyitott reaktoros üzemállapotokban. A fennmaradó üzemállapotokban, tehát akkor, amikor a primer kör hőmérséklete 150 °C alatt van, de a reaktor nem nyitott, a végső hőelnyelő funkció elvesztésének esélye a bemutatottnál magasabb, így a tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalék is alacsonyabb. Figyelembe véve, hogy ezek a reaktor leállítása, illetve visszaindítása során fellépő átmeneti állapotok, melyek időtartama jelentősen rövidebb a többi üzemállapot időtartamánál, az ezekben mutatkozó alacsonyabb tervezésen túli tartalék nem jelent biztonsági problémát. A végső hőelnyelő elvesztésének esélye a pihentető medence esetében alacsony és nem függ a pihentető medence üzemállapotaitól.

CBFJ.docx

2011.

126. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.5 A végső hőelnyelő tartós elvesztése megelőzésének és preventív balesetkezelésének lehetséges módozatai 2.2.5.1


A felülvizsgálat célja a rendelkezésre álló kezelési utasítások, rendszertechnikai ismeretek és egyéb üzemeltetői tapasztalatok alapján mindazoknak a preventív balesetkezelési lehetőségeknek a felmérése és értékelése, amelyeket a végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén, elsősorban a zónasérülés, a pihentető medencében tárolt fűtőelem kazetták sérülésének elkerülése, vagy a kiterjedt zónaolvadási folyamat megállítása és a konténment sérülés elkerülése érdekében alkalmazni lehet.

2.2.5.2


A Nukleáris Biztonsági Szabályzat előírása szerint a tervezésen túli események között elemezni kell a végső hőelnyelő teljes elvesztését azoknak az eseménysoroknak a meghatározása érdekében, amelyekre ésszerű megelőző, vagy a következményeket enyhítő intézkedések határozhatók meg és alkalmazhatóak. Ezekben az esetekben vizsgálni kell az atomerőművi blokk konstrukciója alapján meglévő tartalékokat, beleértve egyes rendszereknek, rendszerelemeknek az eredeti tervezési állapotuktól és funkciójuktól eltérő körülmények közötti üzemeltetését, továbbá ideiglenes rendszerek, rendszerelemek alkalmazását az atomerőművi blokk ellenőrzött állapotba való visszaállítása és a baleset következményeinek enyhítése céljából. A felülvizsgálat során figyelembe kell venni mindazokat a közeli, távoli, mobil, vagy eltérő rendeltetésű hűtővíz betáplálási lehetőségeket, útvonalakat, helyreállítási lehetőségeket, amelyekkel teljesen, vagy részlegesen helyre lehet állítani azoknak a biztonsági funkciót ellátó rendszereknek a hűtővíz ellátását, amelyek a súlyos baleset vagy a következményei romlásának megakadályozásához szükségesek. A végső hőelnyelő elvesztését követő baleseti folyamatok megelőzését szolgáló biztonsági rendszerek fokozatos és egymást követő elvesztésének lehetőségét figyelembe kell venni. Tekintettel arra, hogy a végső hőelnyelő, vele együtt a biztonsági hűtővíz elvesztésének következménye a biztonsági betáplálás elvesztése (mivel a dízel gépegységek hűtővíz nélkül csak korlátozott ideig képesek működni), ezért a vizsgálatoknál figyelembe kell venni ezen események egyszerre történő bekövetkezését. A felülvizsgálat során feltételeztük, hogy a telephely a kezdeti eseményt követő 72 óráig nehéz járművekkel nem megközelíthető, és 24 óráig a könnyű, hordozható eszközök sem érhetnek az erőműbe, nem helyezhetőek üzembe.

2.2.5.3


A felülvizsgálat során megvizsgáltuk a végső hőelnyelő elvesztése következményeként fellépő súlyos-baleseti folyamatok megelőzésének alább felsorolt konkrét lehetőségeit: az alternatív beavatkozások elvégzésére rendelkezésre álló idők meghatározása, a rendelkezésre álló alternatív hűtővíz-források, baleseti helyzetben a hőelvitel alternatív lehetőségei, rendelkezésre álló vízkészlet eljuttatása a hűtendő térbe, az alternatív hűtési lehetőségek megvalósításához szükséges erőforrások rendelkezésre állása, a végső hőelnyelő elvesztése utáni helyreállítás lehetőségei.

CBFJ.docx

2011.

127. oldal / 205


2.2.5.4

Verziószám: 1


A tervezési alapon túli üzemzavar elemzés, amely kizárólag a végső hőelnyelő funkció (illetve a biztonsági hűtővíz) elvesztésére vonatkozik, a jelen felülvizsgálattal párhuzamosan készült el. Végső hőelnyelő tartós elvesztése a külső villamos betáplálás rendelkezésre állása esetén Feltételezve, hogy valamilyen külső oknál fogva megszűnik a vízkivétel a Dunából leágazó hidegvíz csatornából, a rendszerek vízellátása megszűnik. A biztonsági hűtővízellátás megszűnése miatt a blokkok leállnak, leállnak a primerköri szivattyúk, így a primer kör hűtése természetes cirkulációs üzemmódban történik. A hűtővíz elvesztése egyben azt is jelenti, hogy a gőzfejlesztőkben keletkező gőz elvitele csak az atmoszférába történhet, így a rendszerben lévő vízkészlet folyamatosan fogy. A gőzfejlesztők táplálása az üzemzavari tápvízszivattyúk segítségével történik a táptartályokból, ez utóbbiakat a sótalanvíz tartályokból látják el vízzel. Amennyiben az üzemzavari tápszivattyúk nem képesek a gőzfejlesztő szintjének stabilizálására, vagy a táptartályokból a víz elfogy, ez a feladat a kiegészítő üzemzavari tápszivattyúkra hárul, amelyek közvetlenül a sótalanvíz tartályok gerincvezetékéről szívnak. Tekintettel arra, hogy a vízkivételi mű teljes leállását kell feltételezni, a sótalanvíz rendszer utánpótlása is megszűnik, és a továbbiakban csak a különböző tartályokban tárolt sótalanvíz készlettel lehet számolni. Névleges állapotot véve tekintetbe a készlet a következő: blokkonként 2x120 m3 víz a táptartályokban, blokkonként 6x70 m3 víz a gőzfejlesztőkben, ikerblokkonként minimum 3x500 m3 víz a sótalanvíz tartályokban. A sótalanvíz igény függ attól, hogy a blokkokat lehűtik-e vagy meleg tartalékban tartják. Az utóbbi esetben a vízigény kisebb, de a végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén nyilvánvalóan lehűtött állapotba célszerű vinni a blokkokat. Az értékelések szerint ebben az esetben a vízkészletek több mint 3 napig biztosítják a blokkok hűtését. A táptartályok és a sótalanvíz tartályok leürülését követően a személyzet a rendelkezésre álló üzemzavar elhárítási utasítások szerint jár el, tevékenységének célja folyamatos betáplálás biztosítása a gőzfejlesztőkbe. Amikor a sótalanvíz készletek kimerültek, az egyetlen lehetőség egy független külső csatlakozáson keresztül az ikerblokk mindkét blokki kiegészítő üzemzavari tápvízrendszerének megtáplálása. Ez a csatlakozás a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer nyomóági kollektorán jelenleg megtalálható. A tűzivíz rendszer elsődleges vízforrása a parti szűrésű kúttelep, amely 810 m3/h vízmennyiséget képes szolgáltatni 8 bar nyomáson. Ezen kívül rendelkezésre áll az erőmű tűzivíz szivattyútelepe 4000 m3 vízkészlettel, amelynek forrása az 1-2. blokki melegvíz csatorna. Ennek szivattyúi automatikusan indulnak, amennyiben a tűzivíz igény meghaladja a kúttelep által szolgáltatott mennyiséget. Abban az esetben, ha a tűzivíz rendszer nyomása az alsó üzemi érték alá csökken, automatikusan indulnak a II. kiépítés biztonsági hűtővíz rendszer elmenő ágából szívó, földrengésálló kivitelű dízel tűzivíz szivattyúk. Látható, hogy a tűzivíz rendszer a villamos betáplálás biztosításával időkorlát nélkül képes a gőzfejlesztők hűtését ellátni alacsony nyomáson. A tartályokban rendelkezésre álló sótalanvíz készlet elegendő ideig képes biztosítani a blokkok hűtését ahhoz, hogy az operátorok megtegyék a szükséges intézkedéseket a tűzivíz rendszerről történő betáplálás biztosítására.

CBFJ.docx

2011.

128. oldal / 205


Verziószám: 1

Amennyiben a végső hőelnyelő elvesztése pillanatában valamelyik blokk leállított állapotban van, akkor a helyzet a fent bemutatottnál kedvezőbb, mert a sótalanvíz igény a már lehűtött állapotú blokk miatt kevesebb. A pihentető medence hűtését a biztonsági hűtővíz rendszer biztosítja, annak kiesése esetére betervezett alternatív hűtőrendszer nincs. A pihentető medence hűtés-kimaradásának elemzése arra az eredményre jutott, hogy – konzervatív feltételezésekkel élve – a forrás a medencében leghamarabb 4 óra elteltével indul meg, s a tárolt fűtőelemek burkolatának sérülése mintegy 19 óra múlva kezdődik meg. Ilyen módon megfelelő idő áll a személyzet rendelkezésére, hogy alkalmazza a kezelési utasításokban rögzített utasítássort, amely a zóna üzemzavari hűtőrendszereinek tartályaiban lévő vízkészlet periodikus felhasználásával a helyzetet mindaddig megoldja, amíg a medencék normál hűtését helyre nem állítják. Végső hőelnyelő tartós elvesztése és a külső villamos betáplálás megszűnése A rendszer teljes elvesztése belső okból nem várható, viszont külső közös okú hatás miatti elvesztésekor feltételeztük a külső villamos betáplálás elvesztését is. Tekintve, hogy a végső hőelnyelő elvesztése miatt megszűnő biztonsági hűtővíz ellátás szükséges a biztonsági villamos betáplálás dízelgenerátorainak üzeméhez, ezért ilyen esetekben a folyamat a villamos betáplálás teljes elvesztésére vezet és lényegében a 2.1.5.4. alfejezetben leírtak szerinti zajlik. A végső hőelnyelő és a teljes villamos betáplálás együttes elvesztése esetén a beavatkozások sikere, a súlyos-baleseti folyamatok kialakulásának megelőzése azon múlik, hogy a megfelelő intézkedéseket és a lehűtés feltételét képező felbórozást időben végre lehet-e hajtani. A fentebb hivatkozott pontban szereplő időtartamok alatt kell a kezelőknek végrehajtani mindazokat a beavatkozásokat, amelyekkel az alább részletezett alternatív hűtési vagy hűtővíz betáplálási lehetőségeket biztosíthatják. Alternatív hűtővíz-források Az erőmű tűzivíz rendszerei felől megtáplálható a biztonsági hűtővíz rendszer, de jelenleg azok csak korlátozottan alkalmasak az alternatív hűtővíz betáplálás biztosítására. A tűzivíz szivattyútelepek csak normál hálózati villamos betáplálás esetén működtethetők és a melegvíz csatornában visszatartott 2x2000 m3 vízbázissal rendelkeznek, tartós üzemük csak működtetett hűtővízrendszerek esetén biztosított. Rendelkezésre áll a 2.2.5-1 ábrán látható, földrengésálló, mintegy nyolc óra üzemre elegendő üzemanyag-tartalékkal ellátott, dízelszivattyúkkal üzemelő tűzivíz szivattyútelep. A jelenlegi kialakításban ezzel azonban a II. kiépítés biztonsági hűtővízrendszerének üzemeltetése nélkül csak mintegy 100 m3 hűtővíz mennyiség érhető el. A teljes feszültségvesztés esetén a villamos betáplálástól független dízel szivattyútelep értékes alternatív hűtővízforrás lehet, ezért javító intézkedést fogalmaztunk meg a telep vízbázisának kibővítése érdekében.

CBFJ.docx

2011.

129. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.5-1. ábra: Dízelmeghajtású tűzivíz szivattyútelep Az atomerőmű rendelkezik a Duna kavicságyába fúrt 9 db nagyátmérőjű, 30 m mély kúttal, amely a Duna vízállásától függetlenül tartós, gyakorlatilag korlátlan mennyiségű vízbázist képez. Egy kút és a kúttelep vezérlőháza látható a 2.2.5-2 ábrán. Ahogyan korábban említettük, a kútteleptől 8 bar nyomáson rendelkezésre álló 810 m3/h vízkapacitású összekötő rendszer van kiépítve a biztonsági hűtővíz rendszer felé. Ennek ellenére a parti szűrésű kúttelep a végső hőelnyelő tartós elvesztésének elkerülésére a külső villamos betáplálás elvesztése esetén jelen állapotában nem alkalmas, mert normál hálózati betáplálást kap a 15 búvárszivattyú, amelyeknek együttesen 385 kW a névleges teljesítményigénye. A korlátlan vízbázis és a kiépített összekötési lehetőség a biztonsági hűtővíz ágakkal a parti szűrésű kúttelepet mégis értékessé teszik mint rendelkezésre álló alternatív hűtővízforrást, ezért a külső villamos betáplálástól független áramellátás megvalósítására javító intézkedést határoztunk el.

2.2.5-2. ábra: A Duna kavicságyába fúrt parti szűrésű kúttelep és vezérlőház Mind az I., mind a II. kiépítésen megvan a lehetőség a technológiai hűtővíz rendszer megtáplálására a tűzivíz rendszerről. Ennek az a jelentősége, hogy a technológiai

CBFJ.docx

2011.

130. oldal / 205


Verziószám: 1

hűtővízrendszeren keresztül megtáplálhatók a biztonsági hűtővíz fogyasztók, működtethetők a hűtővizet igénylő biztonsági rendszerek (dízelgenerátor hűtése, üzemzavari szivattyúk hűtőrendszerei, hőcserélők, stb.). Míg az első kiépítésen ez eleve kiépített állapotban van, csak szakaszoló armatúrákat kell nyitni, addig a 2. kiépítésen a megtáplálás csak további átalakításokkal oldható meg. Ennek érdekében a 2.2.5.5 alfejezetben javító intézkedést fogalmaztunk meg. Jelenleg is rendelkezésre álló lehetőség a dízelgenerátorok hűtővíz ellátásának biztosítása a tűzivíz rendszerről. A blokkok karbantartása során elfogadott és lepróbált gyakorlat a dízelgenerátorok üzemeltetése tűzivíz rendszerről betáplált hűtőrendszerrel. Ezzel a módszerrel a dízelgenerátorok baleseti helyzetben is elindíthatók a végső hőelnyelő elvesztése esetén is és üzemben tarthatók mindaddig, míg a biztonsági hűtővíz rendszert helyre nem állítják. A tűzivíz rákötést a dízelgenerátor hűtővíz rendszerének megbontásával és egy csatlakozóelem beszerelésével valósítják meg. Jelenleg kiépítésenként egyetlen ilyen készlet áll rendelkezésre. Javító intézkedést fogalmaztunk meg annak érdekében, hogy blokkonként legalább egy dízelgenerátor hűtése biztosítható legyen a tűzivíz rendszerről. Mindezeken túl alternatív hűtővíz-forrás biztosítása lehetséges mobil vízkivétellel közvetlenül a Dunából, a Duna hidegvíz csatornájából vagy a telephely határán lévő, a 2.2.5-3 ábrán is látható, közel egymillió köbméter vizet tároló halastavakból. A mobil vízkivételt a tűzoltóság a rendelkezésre álló eszközeivel képes megvalósítani, a vizet megfelelő mennyiségben és nyomáson a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer erre alkalmas csatlakozójáig eljuttatni. A négy blokk együttes üzemzavara esetén szükséges vízmennyiséget a [2.2.5-1] elemzés határozta meg, és igazolta, hogy a külső betáplálással a reaktor felmelegedése elkerülhető. A vízbetáplálási mobil vezetékrendszer telepítését a tűzoltóság a 2.6.6.3.2 fejezetben leírt módon gyakorolta, a gyakorlatról készült a 2.2.5-4 ábra.

2.2.5-3. ábra: Melegvíz csatorna és a halastavak

CBFJ.docx

2011.

131. oldal / 205


Verziószám: 1

Az Országos Katasztrófavédelmi Főigazgatóság és a Magyar Honvédség bevonásával felmértük a telephelyen kívül rendelkezésre álló mobil dízelszivattyúkat. A felmérés eredményét a 2.6.5.2.2 fejezet tartalmazza. A felmérés során figyelembe vettük a rendelkezésre állás és szállítás időtartamát. Az erőmű megközelítésére vonatkozó időkövetelmények figyelembevételével ezek a dízelszivattyúk a végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén a hosszú távú feladatok elvégzéséhez szükséges, telepített mobil hűtővíz betáplálások ellátására alkalmasak, az üzemzavart szenvedett blokkok stabil, biztonságos állapotának fenntartását segíthetik. A zónasérülés elkerülésére, a kiterjedt zónaolvadási folyamat megállítására, a konténment sérülésének elkerülésére elsősorban a telephelyen rendelkezésre álló eszközöket szükséges alkalmazni. Jelen felülvizsgálat során a megelőző intézkedések felmérésénél telephelyen kívülről érkező eszközöket nem vettünk figyelembe. Alternatív hőelvonási lehetőségek a gőzfejlesztőkön keresztül Azokban a súlyos üzemzavari helyzetekben, amikor a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszerrel sincs lehetőség a gőzfejlesztők töltésére, akkor az érvényes üzemzavar elhárítási utasítások szerint lépéseket kell tenni alacsony nyomású tápvízforrás előkészítésére a gőzfejlesztők számára, a gőzfejlesztők nyomását pedig le kell csökkenteni. Az alternatív betáplálási útvonalakat a [2.2.5-2] és a [2.2.5-3] értékelés részletezi. A gőzfejlesztők alacsony nyomású hűtővíz megtáplálása a kiegészítő üzemzavari tápszivattyúk üzemképtelensége esetén történhet a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer kiépített udvartéri csatlakozása felől: a sótalanvíz tartályokból, az előzőekben ismertetett, lepróbált mobil vízbetáplálással alternatív vízforrásból (ld. 2.2.5-4 ábra).

2.2.5-4. ábra: Mobil vízvételi rendszer telepítése

CBFJ.docx

2011.

132. oldal / 205


Verziószám: 1

A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer szivattyúi, az ikerblokki átkötési lehetőség és az udvartéri betáplálás kézi armatúrái ikerblokkonként egy helyiségben vannak elhelyezve. A közös helyiségben az egyes blokkokhoz tartozó szivattyúk egymástól tűzgátló fallal vannak elválasztva. A közös helységben történő elhelyezés biztonságra gyakorolt hatása – annak összes előnyével és hátrányával – az erőmű valószínűségi biztonsági elemzésében értékelve van. A végső hőelnyelő elvesztése vagy teljes feszültségvesztés esetén a súlyos baleset kialakulásának megelőzésére a külső betáplálás megvalósítása megelőző intézkedés, még a zónakárosodás előtt végrehajtandó. Mivel ezekben az esetekben a kiegészítő üzemzavari tápvíz rendszeri betáplálás elveszítésének oka nem a közös helyiségben történő elhelyezés, ezért a betápláláshoz szükséges csőkapcsolások a kezelők által a helyszínen végrehajthatók. Az üzemzavarnak ebben a fázisában a dózisviszonyok még nem súlyosak, a berendezések megközelítése nem korlátozott. A közös elhelyezésnek előnye, hogy a mobil betáplálást elégséges ikerblokkonként megvalósítani, és nem kell blokkonként kiépíteni. További vízbetáplálási lehetőségek állnak rendelkezésre a gőzfejlesztőkbe a táptartályokból és a nagynyomású előmelegítők kiépített feltöltő vezetékein keresztül, azonban súlyos üzemzavar esetén ezek folyamatos betáplálása nehezen biztosítható. Az itt összegzett lehetőségek közül a mobil vízbetáplálás jelenleg is megoldott, a lehetőségek javítása érdekében javító intézkedést fogalmaztunk meg a sótalanvíz tartályok felől mobil csatlakozási pontok kiépítésére. Alternatív vízbetáplálási lehetőségek a konténmentbe A végső hőelnyelő elvesztését követően szükség lehet a konténmentben rendelkezésre álló vízmennyiség felhasználása esetén külső vízforrásra. Például a konténmentben, lokalizációs toronyban lévő, egyébként jelentős vízkészletet használjuk a reaktortartály-sérülés megakadályozása érdekében a reaktorakna elárasztására, valamint a pihentető medence alternatív betáplálására. Hosszútávon, a konténment nyomásának korlátozása miatt bizonyosan szükség lehet a benne lévő közeg lefúvatására, amely további vízveszteséget okoz. A súlyosbaleseti folyamatok hosszú távú kezelésénél is szükség van tehát alternatív betáplálásra. A vízkészlet esetleges fogyását viszont pótolni szükséges külső forrásokból. A vízbetáplálás lehetőségeit a [2.2.5-4] értékelés tartalmazza, és az alábbiakban foglaljuk össze. A felülvizsgálat időszakában befejeződött a gőzfejlesztők tápvíz oldali lefúvató szelepeinek beépítése, a primer körből szekunder körbe történő átfolyások kezelése érdekében. Ezek a lefúvató szelepek a gőzfejlesztők szekunder oldalán lévő vizet a hermetikus tér padlójára engedik. Ezzel az előzőekben tárgyalt, külső (alacsony nyomású) tápvíz a gőzfejlesztőkből a lefúvató szelepek nyitásával a konténmentbe is bejuttatható. A lefúvató szelepek a 2.1.5.4 alfejezetben tárgyalt, jelenleg is rendelkezésre álló súlyos-baleseti dízelgenerátorokról megtáplálhatók, távműködtetéssel nyithatók. A külső betáplálás megvalósításához az udvartérről a közeget csak akkor lehet a gőzfejlesztőkbe betáplálni, ha az operatív személyzet a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszeren az útvonalat beállítja. Súlyos-baleseti helyzetben, amikor a konténment vízpótlására a hosszú távú kezelés érdekében van szükség, a kapcsolások megvalósítását korlátozhatják a helyiségben kialakuló dózisviszonyok. A konténmentbe juttatott víz a reaktorakna külső hűtésére korlátozás nélkül használható még akkor is, ha a konténmentben lévő bórsavas közeget hígítja. A külső villamos betáplálás helyreállítását követően, a kezelési utasításoknak megfelelően a reaktorba tápláló zóna üzemzavari hűtőrendszereket újra indítják, amelyek a konténmentben lévő vizet a reaktoron keresztül keringtetik. Nem megengedett a reaktorzóna üzemzavart követő ismeretlen állapotában a konténmentben lévő víz bórsav-koncentrációjánál alacsonyabb koncentrációjú víz

CBFJ.docx

2011.

133. oldal / 205


Verziószám: 1

reaktorba juttatása, mert az újra kritikussá teheti a rendszert. Ezért a konténmentbe jutatott közeg felbórozásáról gondoskodni kell, a felbórozás mértékének legalább olyannak kell lennie, amilyen a zóna üzemzavari hűtőrendszer tartályaiban előírt. Javító intézkedést határoztunk meg az előzőekben feltárt, alternatív konténment betáplálás esetében, az udvartérről bejuttatott közeg felbórozásának megoldására. A pihentető medence alternatív hűtése Villamosenergia rendelkezésre állása esetén a zóna üzemzavari és egyéb hűtőrendszereinek tartályaiban lévő vízkészlet ciklikus felhasználásával a tárolt fűtőelemek hűtése a [2.2.5-5] értékelés szerint megoldható, amíg a medencék normál hűtését helyre nem állítják. Teljes telephelyi feszültségkimaradás, valamint a biztonsági hűtővízrendszer üzemképtelensége (végső hőelnyelő elvesztése) esetében nem biztosítható jelenleg a pihentető medence hűtése. A 2.1.5.4 alfejezetben tárgyaltak szerint a pihentető medence üzemállapotától függően, leghamarabb 19 óra múlva megsérülnek a medencében tárolt fűtőelemek. A pihentető medence alternatív hűtési üzemmódjait a [2.2.5-5] értékelés tárgyalja. A pihentető medencék nem rendelkeznek dedikált, külső, független vízbetáplálási lehetőséggel. Az üzemzavar elhárítási utasítás szerint a vízpótlás külső energiaforrás nélkül a lokalizációs torony felső tálcáinak gravitációs leürítésével biztosítható. Amennyiben egy időben a reaktoron is baleseti folyamat zajlik, a lokalizációs torony tálcáin tárolt vízkészlet más célra is szükséges lehet, valamint a leürítési útvonalon található armatúrák kézi működtetése a kialakuló dózisviszonyok függvénye. Fentiek értelmében, a pihentető medence hosszú távú hűtésének biztosítása érdekében a végső hőelnyelő tartós elvesztésének esetére javítóintézkedést fogalmaztunk meg független, védett betáplálási útvonal létesítésére. A betáplálás célszerűen megoldható mobil eszközök segítségével, hasonló módon a konténment alternatív betáplálásához, akár azonos forrásokból. Mivel a pihentető medencékben tárolt üzemanyag állapotától függően a kritikusság kérdése felmerülhet, ezért a betáplált vizet a konténmentbe betáplált vízhez hasonlóan és azonos mértékben bórozni szükséges. Ennek megfelelően a konténment és pihetető medence külső bóros vízbetáplálása tekintetében a javító intézkedéseket határoztunk meg. Az alternatív hűtési lehetőségek megvalósításához szükséges erőforrások rendelkezésre állása Az alternatív hűtési lehetőségek megvalósításához szükséges erőforrások összefoglalásánál feltételeztük a fentiekben taglalt betáplálási lehetőségeket, a végső hőelnyelő teljes elvesztését, és azt kombinálva a villamos betáplálás elveszítésével. Mind a zárt, mind a nyitott körű hőelvitelhez víz utánpótlás szükséges, amelynek alternatív hűtési útvonalait összefoglalóan a 2.2.5-1 táblázat tartalmazza. A táblázatban szereplő lehetőségeket fentebb tárgyaltuk, az alternatív hűtővíz források, hőelvonási lehetőségek felmérését a [2.2.5-6] elemzés részletesen taglalja. A hőelvitel és a vízutánpótlás szempontjából kulcsfontosságú munkaterületek a következők: a turbina gépház -4 m-es szintje, a kiegészítő üzemzavari szivattyúk helyiségei, a technológiai szivattyúgépházak. Ezeken a munkaterületeken kell létrehozni a tűzivíz rendszerek és a technológiai hűtővízrendszerek, valamint a technológiai hűtővízrendszerek és a biztonsági hűtővíz

CBFJ.docx

2011.

134. oldal / 205


Verziószám: 1

rendszerek között a kapcsolatot. Ezek a rendszerkapcsolódások igen nagyfokú szabadságot adnak a vízbetáplálás szempontjából. További kritikus fontosságú munkaterületek a következők: vízkivételi mű, a melegvíz csatornák környéke, a szinttartó bukóval együtt, a parti szűrésű kutak környezete, a dízel meghajtású tűzivíz szivattyúk környezete, a vízlágyító épülete és annak környezete. Ezeken a munkaterületeken várhatóan emberi erőforrással kell biztosítani a fentebb említett rendszerek számára a szükséges hűtővízellátáshoz a kapcsolásokat. 2.2.5-1. táblázat:

Az alternatív hűtési útvonalak és a szükséges erőforrások

Alternatív hűtési lehetőségek

Közeg

Kapacitás

Szükséges személyzet

Berendezés

Energiaforrás

Parti szűrésű kutak – technológiai hűtővíz rendszer – biztonsági hűtővíz rendszer Erőművi tűzivíz szivattyútelep – technológiai hűtővíz rendszer – biztonsági hűtővíz rendszer

Szűrt rétegvíz, végtelen

810 m3/h

-

Elektromos energia

Duna-víz az 1. és 2. blokki melegvízcsatornából 2x2000 m3

2x120 m3/h + 3x288 m3/h 2x330 m3/h

Összeköttetések nyitása, normál üzemi személyzet Normál személyzet + vízügy palánki telepe

Pajtás átemelő szivattyúk

Elektromos energia, dízel, dízelolaj

Normál személyzet + vízügy palánki telepe

Pajtás átemelő szivattyúk

Dízel, dízelolaj

tűzoltó autó, dízel szivattyúk, tömlők -

Dízel, dízelolaj

-

Dízel tűzivíz szivattyúk – technológiai hűtővíz rendszer – biztonsági hűtővíz rendszer Tűzoltó autók, dízel szivattyúk kaszkádban Sótalanvíz tartálypark Biztonsági hűtővíz rendszer /tűzivíz rendszer – technológiai hűtővíz rendszer – pótvíz lágyító – sótalanvíz tartálypark

2.2.5.5

Duna-víz a 4. blokki melegvízcsatornából 2000 m3 Duna-víz, végtelen forrás

120 m3/h

6*800 = 4800 m3

8*65 m3/h

Tűzoltó személyzet + saját személyzet Normál személyzet

végtelen forrás

8*65 m3/h

Normál személyzet

Elektromos energia / nem szükséges Elektromos energia / nem szükséges

Összefoglalás

A felülvizsgálat céljának megfelelően a rendelkezésre álló kezelési utasítások, rendszertechnikai ismeretek és egyéb üzemeltetői tapasztalatok alapján felmértük és értékeltük mindazokat a preventív balesetkezelési lehetőségeket, amelyek a végső hőelnyelő tartós elvesztése esetén, elsősorban a zónasérülés, a pihentető medencében tárolt üzemanyag sérülésének elkerülése vagy a kiterjedt zónaolvadási folyamat megállítása és a konténment sérülés elkerülése érdekében a paksi atomerőműben alkalmazni lehet.

CBFJ.docx

2011.

135. oldal / 205


Verziószám: 1

A súlyos üzemanyag sérülés megakadályozását szolgáló preventív beavatkozások sikerének feltétele a beavatkozások időben történő elvégzése. Ehhez meghatároztuk a beavatkozások megtételére rendelkezésre álló időtartamokat a névleges teljesítményről induló üzemzavarok esetében és úgyszintén a pihentető medence tekintetében. Megállapítható, hogy teljesítményüzemben bekövetkező üzemzavar esetében helyzettől függő, de minimum 10 óra, a pihentető medence tekintetében minimum 19 óra áll rendelkezésre az üzemanyag burkolatának sérüléséig. A fűtőelem sérüléséig rendelkezésre álló időtartam alatt megtett beavatkozások megakadályozhatják az üzemanyag súlyos sérülését, olvadását. Megjegyezzük, az üzemanyag tényleges olvadása a preventív intézkedések elmaradása esetében ezekhez az időpontokhoz képest is további néhány óra elteltével következik be. Felmértük a rendelkezésre álló hűtővízforrásokat, felülvizsgáltuk azok hűtővízként történő alkalmazásának lehetőségeit. A tűzivíz rendszer korlátozottan alkalmas a hőelvitel megvalósítására elsősorban azért, mert a tárolt tűzivíz készlet korlátozott mennyiségű. Ugyanakkor az üzemzavar kezdeti stádiumában a telepített dízel tűzivíz szivattyúk áthidaló megoldást jelentenek, míg egy nagyobb forrásból nem lehet vizet juttatni a fogyasztókhoz. A parti szűrésű kúttelep korlátlan vízkészlete megfelelő forrás a maradványhő hosszú távú elviteléhez, a szivattyútelep hozama akár az összes blokk minimálisan szükséges hűtővízigényét kielégíti. Ugyanakkor teljes feszültségvesztés esetében ez a szivattyútelep nem működik, ezért a feszültségvesztés és a végső hőelnyelő egyszerre történő elvesztésének esetére javító intézkedést fogalmaztunk meg. Szintén megfelelő és jelenleg is rendelkezésre álló megoldás mobil vízkivétel megvalósítása a Dunából, vagy az erőmű mellett található halastavakból. Megvizsgáltuk az alternatív hőelvonási lehetőségeket a gőzfejlesztőktől. Megállapítható, hogy a gőzfejlesztők szekunder oldala hermetikus térbe történő lefúvatásának megteremtésével az alacsony nyomású vízforrások mobil eszközökkel a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszeren keresztül a gőzfejlesztőbe, onnan szükség esetén a konténmentbe juttathatók. Értékeltük a pihentető medencék alternatív betáplálási lehetőségeit. Megállapítottuk, hogy egy védett betáplálási vezeték létesítése célszerű, erre nézve javító intézkedést fogalmaztunk meg. A konténmentbe, illetve a pihentető medencébe külső forrásból juttatott hűtővíz felbórozása szükséges. A javító intézkedés ezt a követelményt tartalmazza. Értékeltük az alternatív hűtési lehetőségek megvalósításához szükséges erőforrások rendelkezésre állását. Megállapítható, hogy az alább részletezett, alternatív hűtővíz-források tekintetében tett javító intézkedések elvégzését követően a személyi és eszköz feltételek megfelelőek akár a végső hőelnyelő és a villamos betáplálás együttes elvesztését feltételezve is. Áttekintettük a reaktorban, illetve a pihentető medencében tárolt üzemanyag hűtési lehetőségeit és megvizsgáltuk a végső hőelviteli funkció helyreállítási lehetőségeit. A vizsgálat rámutatott arra, hogy a végső hőelnyelő helyreállításának számos módja lehetséges, amelyek diverz módon képesek biztosítani a zóna és a pihentető medence hűtését. Az alkalmazható hűtési módok kiépítésenként különböznek, amelyek az adott hűtési mód megbízhatóságára is hatással lehetnek. A végső hőelnyelő helyreállításának a kulcseleme a biztonsági hűtővíz, a technológiai hűtővíz és a tűzivíz rendszerek között meglévő és kiépíthető kapcsolat. Az átkötések lehetőséget nyújtanak mind a gőzfejlesztők, ZÜHR hőcserélők, lehűtő kondenzátorok közvetlen vagy közvetett, mind pedig a reaktor és a hermetikus tér közvetlen betáplálására. Az alternatív hűtési módok megbízhatóságának javítása céljából javító intézkedéseket fogalmaztunk meg.

CBFJ.docx

2011.

136. oldal / 205


Verziószám: 1

Kiépített lehetőség van a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer betápláló vezetékére független, udvartéri külső betáplálást csatlakoztatni. Ezzel a megoldással hosszútávon biztosítható a gőzfejlesztőkön keresztül történő hőelvitel. A külső csatlakozási pont baleseti körülmények közötti megközelíthetőségét javítani kell, szükség esetén a csatlakozási pontot át kell helyezni. Baleseti helyzetben jelenleg is rendelkezésre álló, külső, független vízforrás a sótalanvíz tartályokban tárolt víz. A tartályokon megfelelő csatlakozási pontot kell létesíteni, hogy a víz betáplálása a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszeren keresztül, mobil eszközökkel megvalósítható legyen. Ezen kívül lepróbált lehetőség van külső forrásból, a Dunából, halastavakból származó hűtővíz mobil vízkivételére és betáplálására a külső csatlakozási ponton keresztül. A külső betáplálási lehetőségek használatba vételének módját kezelési utasításokban rögzíteni kell. A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszeren lévő csatlakozási ponton és a gőzfejlesztőkön a közelmúltban kialakított lefúvató szerelvényeken keresztül lehetőség van közvetlen hűtővízbetáplálásra a konténmentbe. Erre a célra csak bórozott vizet szabad alkalmazni. A rendelkezésre álló tartálypark felhasználásával ki kell alakítani a külső forrásból származó vízkészletek felbórozásának, tárolásának lehetőségét. A külső forrásból a konténmentbe történő betáplálást kezelési utasításban rögzíteni kell. A pihentető medencék nem rendelkeznek külső, független vízbetáplálási lehetőséggel. Az üzemzavar elhárítási utasítás szerint a vízpótlás külső energiaforrás nélkül a lokalizációs torony felső tálcáinak gravitációs leürítésével biztosítható. Amennyiben egy időben a reaktoron is baleseti folyamat zajlik a lokalizációs torony tálcáin tárolt vízkészlet más célra is szükséges lehet. Ezenkívül a leürítési útvonalon található armatúrák kézi működtetése a kialakuló dózisviszonyok függvénye. A pihentető medence kívülről történő vízpótlásának biztosításához földrengésre, külső veszélyekre megfelelően méretezett, udvartéri flexibilis csatlakozású betápláló vezetéket kell kiépíteni. Ezen a vezetéken az előzőekben meghatározott, bórozott vízkészlet felhasználásával kell a pihentető medence töltését elvégezni. A szükséges műveleteket kezelési utasításban kell rögzíteni. Az atomerőmű rendelkezik a Duna kavicságyába fúrt 9 db nagyátmérőjű, 30 m mély kúttal, amely a Duna vízállásától függetlenül tartós, gyakorlatilag korlátlan mennyiségű vízbázist képez. A kútteleptől megfelelő kapacitású összekötő rendszer van a biztonsági hűtővíz rendszer felé. Meg kell oldani a parti szűrésű kúttelep búvárszivattyúinak villamos megtáplálását baleseti helyzetekre, megfelelő védettségű telepített, vagy mobil dízelgenerátor segítségével. Rendelkezésre áll a II. kiépítésen egy földrengésálló, mintegy nyolc óra üzemre alkalmas önálló dízel betáplálással rendelkező tűzivíz szivattyútelep. Ennek a szivattyútelepnek a vízbázisa jelenleg csak működtetett hűtővízrendszerek esetén elérhető. Megfelelő átalakítással a zárt szelvényű melegvíz csatornában rendelkezésre álló 2x2000 m3 víztartalékot hozzáférhetővé kell tenni olyan esetekre, amikor a biztonsági hűtővíz rendszer felől nincs áramlás. Az I. kiépítésen lehetőség van tűzivíz betáplálásra a technológiai hűtővízrendszeren keresztül a biztonsági hűtővíz rendszerbe. Egységesíteni kell a két kiépítésen eltérő technológiai hűtővíz és tűzivíz összekötési lehetőséget. Az I. kiépítésen rendelkezésre álló kapcsolat mintájára a II. kiépítésen is meg kell oldani a vízbetáplálást a tűzivíz rendszer felől. A dízelgenerátorok indíthatósága és hűtése biztonsági hűtővíz hiányában a tűzivíz hálózat felhasználásával megvalósítható. Blokkonként legalább egy dízelgenerátor tűzivízről történő hűtővízellátásához a szükséges eszközöket biztosítani kell és az alkalmazáshoz az elvégzendő műveleteket kezelési utasításban kell rögzíteni.

CBFJ.docx

2011.

137. oldal / 205


Verziószám: 1

2.3 A konténment funkció sérülékenysége tervezési alapon túli külső hatások esetén 2.3.1


Jelen fejezet célja annak bemutatása, hogy a konténment funkció elvesztését a tervezési alapon túli külső hatások mely szintje milyen eséllyel képes kiváltani. Ebben a tekintetben a felülvizsgálat célja a konténment funkciót biztosító rendszerek, szerkezetek tervezésen túli külső hatásokra vonatkozó tartalékainak meghatározása.

2.3.2



2.3.3


A felülvizsgálat terjedelmébe minden potenciálisan fontos természeti eredetű külső veszély beletartozik. E veszélyek közül az 1.2.2. alfejezetben, továbbá az 1.2.3. alfejezetben dokumentált vizsgálatok megállapításai szerint a jelen vizsgálat szempontjából nem szükséges számolni a Duna extrém alacsony és extrém magas vízállásával. Az extrém terheléseket okozó meteorológiai hatások értékelését a blokkok korábbi időszakos biztonsági felülvizsgálatának eredményeként az 1.2.4.5 alfejezetben megadott javító intézkedés keretében végezzük. Jelenleg még nem állnak rendelkezésre olyan eredmények, amelyek alapján a tervezési alapon túli tartalék az extrém időjárási körülményekre megítélhető lenne. Összességében a tervezési alapon túli tartalék szempontjából jelenleg konkrétan értékelhető külső természeti eredetű esemény a földrengés. A földrengés, vagy egyéb extrém terheléseket okozó meteorológiai hatások által esetleg kiváltott üzemzavarok (pl. a 2.1. és 2.2. alfejezetekben értékelt kulcsesemények) balesetté fejlődése esetén számos baleseti folyamat (hidrogénégés, túlnyomódás stb.) veszélyezteti a konténment funkciót. Ezekkel az esetekkel a 2.5. alfejezetben foglalkozunk, ebben a fejezetben kizárólag azokat az eseteket kezeljük, amelyeknél a külső hatás közvetlenül veszélyezteti a konténment funkciót.

2.3.4


A földrengés hatásaira vonatkozó valószínűségi biztonsági elemzés [2.1.4-1] készítésekor figyelembe vettük a kockázathoz hozzájáruló valamennyi rendszert, szerkezetet (épületet), illetve rendszer- és szerkezeti elemet, beleértve:

CBFJ.docx

2011.

138. oldal / 205


Verziószám: 1

a gépészeti berendezéseket (szivattyúkat, csővezetékeket, armatúrákat), a gépészeti berendezések működésére hatással lévő villamos és irányítástechnikai elemeket (reléket és egyéb készülékeket), a rendszerelemeket magukba foglaló épületszerkezeteket, azon szerkezeteket, épületeket, amelyek sérülésükkel vagy rádőlésükkel veszélyeztethetik a vizsgált berendezések működőképességét (pl. szellőzőkémény). Az egyéb rendszerekhez és rendszerelemekhez hasonlóan a felülvizsgálat tárgyát képező konténment funkció fenntartásában résztvevő összes rendszerre és rendszerelemre meghatároztuk azok sérülékenységének mértékét. Így minden rendszerelemre ismert, hogy adott erősségű földrengés esetén milyen eséllyel veszíti el funkcióját. Az e rendszerekre vonatkozó modellrészek és adatok felhasználásával a konténment funkció elvesztésére specifikus modellt építettünk. A tervezésen túli tartalékot a modell kiértékelése alapján határoztuk meg. A modellépítés és számítás részleteit a [2.1.4-2] tartalmazza. A számításokhoz felhasználtuk a földrengés PSA keretében meghatározott sérülékenységi jellemzőket [2.1.4-3], továbbá a földrengésvédelmi megerősítések, minősítések eredményeit. A következőkben meghatároztuk, hogy mely földrengés által okozott sérülések válthatják ki a konténment funkció elvesztéshez vezető eseményeket. A konténment funkciójának részeként vizsgálatunk egyaránt kiterjedt a konténment nyomásának csökkentésére és a konténment hermetizálására. Megállapítottuk, hogy a konténment nyomáscsökkentés funkció elvesztése minden esetben együtt jár valamely korábban vizsgált kulcsesemény (villamos betáplálás elvesztése, végső hőelnyelő elvesztése) fellépésével. Villamos betáplálás hiányában a sprinkler szivattyúk általi vízbefecskendezés nem lehetséges, míg a végső hőelnyelő elvesztése esetén a sprinkler rendszer zsompi visszakeringtetéses üzemmódja a zsompi víz visszahűtésének hiányában nem valósítható meg. Ezeken túlmenően nem azonosítottunk olyan földrengés által kiváltott sérülést, amely a konténment nyomáscsökkentés funkció elvesztését a fentiektől függetlenül okozná. A konténment nyomáscsökkentés funkcióra vonatkozóan ezért további vizsgálatokra nem volt szükség. Így az alábbiakban a konténment hermetizálás funkció vizsgálatát részletezzük. A konténment hermetizálás funkció elvesztését okozó, a földrengés PSA elemzésben azonosított sérülések az alábbiak: Felső küszöbértékkel jellemzett elemek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a konténment hermetizálás elemei, pl. maguk a hermetizáló armatúrák; HCLPF = 0,53 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett villamos és irányítástechnikai elemek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között a konténment hermetizáló armatúrák, illetve a konténment szellőző rendszere üzeméhez szükséges egyes megszakítók, relék; HCLPF = 0,27 g. Alsó küszöbértékkel jellemzett gépészeti elemek és szerkezetek együttes sérülése. Ezekhez tartoznak többek között egyes téglafalak, amelyek összedőlése a hermetizáló armatúrák jelentős részének üzemképtelenségét okozza kábelsérülések miatt; HCLPF = 0,35 g. A földrengésvédelmi megerősítések következtében földrengés hatására egy szerkezetként viselkedő reaktorcsarnok – hosszirányú villamos galéria – turbinacsarnok épületkomplexum sérülése, amely hermetizáló armatúrák nyitva maradását, valamint a

CBFJ.docx

2011.

139. oldal / 205


Verziószám: 1

konténment szívó-nyomó szellőzőrendszere armatúráinak és vezetékeinek sérülését okozza; HCLPF = 0,29 g. A keresztirányú villamos galéria sérülése a konténment szívó-nyomó szellőzőrendszere ventilátorainak és vezetékeinek sérülését okozza; HCLPF = 0,35 g. A konténment hermetizálás funkció elvesztéséhez vezető összes sérülési kombináció, valamint az egyes szeizmikus sérülésekre vonatkozó sérülékenységi jellemzők [2.1.4-3] felhasználásával meghatároztuk a konténment hermetizálás funkció földrengés miatti elvesztésének valószínűségét, azaz az eredő sérülékenységet. A számítások részleteit a [2.1.4-2] tartalmazza. A konténment hermetizálás funkció elvesztésére vonatkozó összesített átlagos sérülékenységi görbét a 2.3-1. ábra szemlélteti. Az ábrán a konténment hermetizálás funkció elvesztésének mint végeseménynek a valószínűsége látható a szabadfelszíni gyorsulással kifejezett terhelés függvényében, feltüntetve egyúttal a tervezési alaphoz tartozó biztonsági földrengésre (SSE) vonatkozó vízszintes szabadfelszíni gyorsulás értékét is.

tervezési alap = 10-4/év gyakorisággal fellépő földrengés

1

0.9


0.8

0.7

0.6

0.5

0.4

0.3

0.2

0.1

0 0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1

PGA, g

2.3-1. ábra: A konténment hermetizálás funkció földrengés miatti elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében Az eredmények alapján megállapítható, hogy a konténment hermetizálás funkció sérülése a tervezési alapon túli földrengések esetén korántsem biztos, a bekövetkezés átlagos valószínűsége a 0,53 g vízszintes szabadfelszíni gyorsulásnál éri el a 0,5 értéket, amely gyorsulás viszont már a 10-5/év körüli gyakorisággal előforduló, vagyis a tervezési alapnál jelentősen ritkább földrengésekre jellemző. Ugyanakkor a konténment hermetizálás funkció sérülése önmagában nem jelent a környezetet közvetlenül veszélyeztető problémát, csak ha olyan esemény is fellép, amely a funkció rendelkezésre állását igényli. Ezért indokolt a konténment hermetizálás funkciót nem csak önmagában, hanem a korábban vizsgált kulcseseményekkel kombinálva is vizsgálni.

CBFJ.docx

2011.

140. oldal / 205


Verziószám: 1

Pihentető medence és a konténment funkció viszonyának vizsgálata A konténment funkció a pihentető medence üzemzavara esetén nem értelmezhető. A medence a konténmenten kívül helyezkedik el, a pihentető medencéből származó esetleges radioaktív kibocsátás a reaktorcsarnokba, a reaktorcsarnokon keresztül pedig, a csarnok csekély visszatartási képessége miatt, a környezetbe történik. Vizsgált kulcsesemények kombinációi Ahogy azt fentebb már megállapítottuk, a konténment funkciói közül a konténment nyomáscsökkentés elvesztése minden esetben együtt jár a korábban vizsgált kulcsesemények valamelyikének fellépésével. A konténment hermetizálás funkcióra vonatkozóan a lehetséges kombinációk közül az alábbiak vizsgálatára volt ténylegesen szükség: 1. villamos betáplálás elvesztése – konténment hermetizálás funkció elvesztése, 2. végső hőelnyelő elvesztése – konténment hermetizálás funkció elvesztése. Az összes kulcsesemény együttes fellépése egyenértékű a fenti első kombinációval. A villamos betáplálás elvesztése ugyanis a 2.2.4. fejezetben leírtak szerint minden esetben a végső hőelnyelő elvesztését is okozza. Az ellenkező irányú kijelentés nem feltétlenül állja meg a helyét, mivel a hűtést biztosító rendszerek meghibásodhatnak a villamos betáplálás rendelkezésre állása esetén is. 1. kombináció: villamos betáplálás elvesztése – konténment hermetizálás funkció elvesztése A villamos betáplálás és a konténment funkció együttes elvesztéséhez vezető összes sérülési kombináció, valamint az egyes szeizmikus sérülésekre vonatkozó sérülékenységi jellemzők felhasználásával meghatároztuk a villamos betáplálás és a konténment funkció földrengés miatti együttes elvesztésének valószínűségét, azaz e két funkció együttes, eredő sérülékenységét. A villamos betáplálás és a konténment hermetizálás funkció együttes elvesztésére vonatkozó összesített átlagos sérülékenységi görbét a 2.3-2. ábra szemlélteti. Az ábrán a villamos betáplálás és a konténment hermetizálás funkció együttes elvesztésének mint végeseménynek a valószínűsége látható a szabadfelszíni gyorsulással kifejezett terhelés függvényében, feltüntetve egyúttal a tervezési alaphoz tartozó biztonsági földrengésre (SSE) vonatkozó vízszintes szabadfelszíni gyorsulás értékét is. Az eredmények alapján megállapítható, hogy a két kulcsesemény együttes bekövetkezésének esélye a konténment hermetizálás funkció elvesztése mint kulcsesemény bekövetkezésének valószínűségéhez képest (ld. 2.3-1. ábra) csak jelentéktelen mértékben változik, míg a villamos betáplálás elvesztése kulcsesemény bekövetkezésének valószínűségéhez képest (ld. 2.1.4-1. ábra) az alacsonyabb gyorsulástartományokban mintegy felére csökken.

CBFJ.docx

2011.

141. oldal / 205


Verziószám: 1

tervezési alap = 10-4/év gyakorisággal fellépő földrengés

1

0.9


0.8

0.7

0.6

0.5

0.4

0.3

0.2

0.1

0 0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1

PGA, g

2.3-2. ábra: A villamos betáplálás és konténment hermetizálás funkció földrengés miatti együttes elvesztésének átlagos valószínűsége a vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximumának (PGA) függvényében 2. kombináció: végső hőelnyelő elvesztése – konténment hermetizálás funkció elvesztése A két kulcsesemény együttes fellépését okozó földrengés miatti sérülések megegyeznek a konténment hermetizálás funkció elvesztését kiváltó sérülésekkel, így földrengésre való érzékenység tekintetében a két kulcsesemény kombinációja egyenértékű a konténment hermetizálás funkció elvesztése kulcseseménnyel. Üzemállapotok szerinti vizsgálat A reaktor üzemanyag-átrakásra leállított állapotának egy jelentős részében a konténment szükségszerűen nyitva van, mivel e nélkül az átrakás nem lenne elvégezhető. A konténment funkció ezen időszak alatt nem áll rendelkezésre.

2.3.5

Összefoglalás

A felülvizsgálat során meghatároztuk, hogy a konténment funkció elvesztését a tervezési alapon túli földrengések mely szintje milyen eséllyel képes kiváltani, vagyis meghatároztuk a konténment funkció tervezésen túli földrengésekre vonatkozó tartalékait. A konténment funkciójának részeként vizsgálatunk egyaránt kiterjedt a konténment nyomásának csökkentésére és a konténment hermetizálására. A konténment nyomáscsökkentés elvesztése minden esetben együtt jár a korábban vizsgált kulcsesemények valamelyikének fellépésével, így erre vonatkozóan további vizsgálatra nem volt szükség.

CBFJ.docx

2011.

142. oldal / 205


Verziószám: 1

A konténment hermetizálás funkcióra vonatkozó vizsgálati eredmények alapján megállapítható, hogy e funkció sérülése a tervezési alapon túli földrengések esetén korántsem biztos, a sérülés esélye természetesen a földrengés erősségével növekszik. A konténment funkció sérülése önmagában nem jelent a környezetet közvetlenül veszélyeztető problémát, csak ha olyan esemény is fellép, amely a konténment hermetizálás funkció rendelkezésre állását igényli. Ezért indokolt volt a konténment funkciót nem csak önmagában, hanem a korábban vizsgált kulcseseményekkel kombinálva is vizsgálni. A lehetséges kombinációk közül elvégeztük a villamos betáplálás elvesztése – konténment hermetizálás funkció elvesztése, valamint a végső hőelnyelő elvesztése – konténment hermetizálás funkció elvesztése kombinációk vizsgálatát. Ez elégségesnek bizonyult valamennyi szóba jöhető eseménykombináció jellemzéséhez. Az első kombináció vizsgálata alapján megállapítható volt, hogy a kulcsesemények együttes bekövetkezésének esélye a konténment hermetizálás funkció elvesztése mint kulcsesemény bekövetkezésének valószínűségéhez képest csak jelentéktelen mértékben változik, míg a villamos betáplálás elvesztése kulcsesemény önmagában történő bekövetkezésének valószínűségéhez képest az alacsonyabb gyorsulástartományokban mintegy felére csökken. Földrengésre vonatkozó érzékenység tekintetében a végső hőelnyelő elvesztése és a konténment hermetizálás funkció elvesztése kulcsesemények kombinációja egyenértékű a konténment hermetizálás funkció elvesztése kulcseseménnyel. A konténment funkció nem értelmezhető a pihentető medence üzemzavarai esetében, továbbá e funkció nem áll rendelkezésre a reaktor leállított állapotának azon részében, amikor a konténment az üzemanyag-átrakás miatt szükségszerűen nyitva van.

2.4 Jelentős radioaktív kibocsátásra vezető súlyos-baleseti folyamatok A felülvizsgálat célja

2.4.1

A tervezési alapon túli, súlyos-baleseti folyamatokkal kapcsolatos felülvizsgálat célja elsősorban annak megállapítása volt, hogy az eddigi elemzési tevékenység lefedi-e a súlyosbaleseti folyamatok teljes körét. Ezen túlmenően meg kellett vizsgálni, hogy az alábbi jelenségek felléphetnek-e a kulcsesemények, vagy esetleg más okokból bekövetkező súlyos baleset során: gőzrobbanás a reaktortartályban, a fejlődő hidrogén égése/robbanása, a fűtőelemek sérülése a pihentető medence súlyos balesete következtében, nagy radioaktív kibocsátás a hulladék-tárolókból vagy egyéb radioaktív közeget tartalmazó rendszerből, a konténment sérülése hidrogénégés, nagynyomású tartálysérülés, reaktortartályon kívüli gőzrobbanás vagy lassú túlnyomódás következtében, zónaolvadék-beton kölcsönhatás.

2.4.2


A felülvizsgálatot a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (NBSZ) 3. kötetének a baleseti elemzésekre vonatkozó előírásai szerint kell végezni. A felülvizsgálat során figyelembe kell venni a villamos betáplálás, valamint a végső hőelnyelő tartós elvesztésének következményeként fellépő súlyos-baleseti folyamatokat. A baleseti folyamatok vizsgálatánál

CBFJ.docx

2011.

143. oldal / 205


Verziószám: 1

csak azokat a balesetkezelési lehetőségeket lehet figyelembe venni, amelyek a villamos betáplálás és a végső hőelnyelő elvesztésekor is rendelkezésre állnak.


2.4.3

A felülvizsgálat kiterjedt mindazokra a folyamatokra, amelyeket a korábbi 2. szintű PSAvizsgálat során számításba kellett/lehetett venni. Ezeknek a folyamatoknak a kiindulópontjai az ún. erőmű-sérülési állapotok, amelyek egy kiterjesztett (azaz a konténment állapotát a zónasérülés időpontjában tekintetbe vevő) 1. szintű – az 1.3. alfejezetben értékelt – valószínűségi elemzésből adódnak. A vizsgálatok kiterjedtek a reaktor és a pihentető medence súlyos-baleseti folyamataira. A reaktorcsarnokban kialakuló körülményeket különböző feltételek mellett vizsgáltuk: zárt és nyitott reaktor, valamint a pihentető medence balesete esetén, valamint az említett balesetek egyidejű bekövetkezésének esetén.


2.4.4 2.4.4.1

Az aktív zóna sérülése, gőzrobbanás lehetősége

A kezdeti eseményt követően csak többszörös meghibásodások vezethetnek súlyos-baleseti folyamathoz. A folyamat kezdődhet primerköri hűtőközeg vesztéssel vagy valamely tranzienssel, amely a szekunderköri hőelvonás elvesztésével jár. Akkor alakul ki súlyos-baleseti folyamat, ha a maradványhő elviteléhez nem áll rendelkezésre elegendő mennyiségű hűtőközeg, a hűtővíz felforr, majd a reaktor aktív zónája leürül, és a fűtőelem-burkolatok felhevülnek, megsérülnek. Később az üzemanyag megolvad. A zóna tartólemeze is megsérül, az olvadék a tartály aljára kerül, felmelegíti a reaktortartály alját. Amennyiben nem történik balesetkezelés, azaz a reaktortartály külső hűtése, úgy bekövetkezhet a reaktortartály sérülése. A folyamat közben gőz, hidrogén, és hasadási termékek jutnak a konténmentbe. A reaktortartályon belül zajló folyamatokat a következő módon csoportosítjuk: primerköri hűtőközeg-vesztés, zónaleürülés, zónafelhevülés, zirkónium oxidáció, hidrogénkeletkezés, hasadási termék kikerülés a fűtőelemből, kikerülés a konténmentbe, zónasérülés, zónaolvadás, törmelék áthelyeződés a tartály aljába, tartályon belüli zónatörmelék-hűtőközeg kölcsönhatás (gőzrobbanás), reaktortartály aljának felmelegedése, esetleges sérülése. 2.4.4.1.1

A reprezentatív baleseti folyamat

Mivel a 2. szintű PSA egyik meghatározó baleseti eseménylánca konzervatív reprezentánsa a korábbi fejezetekben részletesen értékelt kulcsesemények bekövetkezése során lejátszódó folyamatoknak [2.4-1], így ennek ismertetésén keresztül mutatjuk be a jellemző súlyos-baleseti folyamatokat. Az eseménylánc jellemzője a villamos betáplálás teljes kiesése és ennek következtében a végső hőelnyelő elvesztése. Ezen kívül a reprezentáns esetben indukált eseményként egy 10 mm egyenértékű átmérőn keresztül történő primerköri folyás (hűtőközeg vesztés) is fellép. Ez a járulékos körülmény a zónasérülési folyamatot valamivel gyorsabbá teszi, mint amilyen az a kulcsesemények önálló fellépése esetén lenne. A folyamat során a megfelelő kezelési utasítások szerint balesetkezelési intézkedés várható: az 550 ºC zóna-kilépő hőmérséklet elérésekor a primerköri biztonsági szelepek felnyitásával végrehajtják a primerköri nyomáscsökkentést. Feltételezhető, hogy a betáplálás meghibásodása miatt az alacsony nyomás elérése ellenére a

CBFJ.docx

2011.

144. oldal / 205


Verziószám: 1

zóna hűtőrendszere továbbra sem áll rendelkezésre, így a baleseti folyamat tovább fejlődik. A folyamat jellemző eseményeinek időpontját, és néhány fő paraméterét korábban végrehajtott számításaink alapján a 2.4.4-1 táblázatban tüntettük fel [2.4-1]. 2.4.4-1. táblázat:

Nyomásértékek és a képződött hidrogéntömeg a baleseti folyamat fontosabb időpontjaiban Primerkör

Esemény

A vízszint a zóna tetejéig csökken Zóna-kilépőhőmérséklet >550 ºC Gyors burkolat oxidáció Zónaolvadás A tartólemez meghibásodása

Konténment

Idő (s)

Primerköri nyomás (MPa)

Konténment nyomás (MPa)

Hidrogénmennyiség (kg)

16840

0,132

0,131

0,0

17680

0,135

0,126

0,0

28800 30125 33090

1,44 0,92 0,44

0,14 0,14 0,143

7,5 18,0 293

A 2.4.4-1. ábrán feltüntettük a primerköri nyomás, a zónatér gázhőmérséklet és a zóna maximális hőmérséklet időbeli változását a folyamat során [2.4-1]. A primerköri nyomás (2.4.4-1. ábra) kezdetben igen gyorsan csökken a gőzfejlesztő által elvitt hő és a hűtőközeg vesztés hatására és 40 perc alatt a hűtőközeg eléri a telítési hőmérsékletet. Ezt követően a nyomás ismét emelkedik, ahogy a gőzfejlesztőkben csökken a vízszint, egészen a térfogat-kompenzátor szelepek 4,35 óránál történő első felnyílásáig. A zóna leürülése 4,7 óránál (16 840 s) következik be (2.4.4-1 táblázat). A zóna-kilépő hőmérséklet eléri az 550 ºC értéket 4,9 óránál (17 680 s), majd ezt követően 5 perc múlva, az 5. órában a primerköri nyomáscsökkentés a térfogat-kompenzátor szelepeinek kezelői működtetésével megtörténik. Ennek hatására meredeken csökken a nyomás, majd a 35 bar érték elérésekor (5,2 óra) a hidroakkumulátorok betáplálása megindul, aminek eredményeképpen a zóna ismét víz alá kerül 5,5 órával (19 850 s) a kezdeti esemény után és időlegesen le is hűl. A maradványhő hatására azonban a hűtőközeg folyamatosan elforr, a gőz eltávozik a nyitott primerkörből a konténmentbe. A zóna így ismét fedetlenné válik 7,6 óránál. A zóna olvadása (kb. 2 500 K hőmérsékleten) 8,4 óránál kezdődik. Az alsó tartórács 9,2 óránál (33 090 s) sérül, jelentős nyomáscsúcsot okozva a primerkörben. Ezt követően az olvadt zónatörmelék a tartály aljára helyeződik át, fokozatosan elforralja az ott még rendelkezésre álló hűtőközeget, majd annak elfogyása után melegíteni kezdi a tartály alját. Amennyiben más intézkedés nem történne (a ZÜHR helyreállítása, vagy a reaktortartály külső hűtése a reaktorakna elárasztásával), akkor tartálysérülés következne be 11,5 óránál. A fűtőelemek cirkónium burkolatának oxidációjából 293 kg hidrogén keletkezik a zóna-tartólemez sérülésig, majd ezután még további 36 kg, így összesen 329 kg hidrogén képződik a tartályon belüli folyamatok során.

CBFJ.docx

2011.

145. oldal / 205


Verziószám: 1 PDS_05C sequence Time (h)

2

4

6

8

10

1,50E+07

3273

1,40E+07

3073

1,30E+07

2873

1,20E+07

2673

1,10E+07

2473

1,00E+07

2273

9,00E+06

2073

8,00E+06

1873

7,00E+06

1673

6,00E+06

1473

5,00E+06

Temperature (K)

Pressure (Pa)

0

1273 Primary pressure

4,00E+06

1073

Gas temperature in the core

3,00E+06

873

Max. fuel temperature

2,00E+06

673

1,00E+06

473

0,00E+00 0

3600

7200

10800

14400

18000

21600

25200

28800

32400

36000

273 39600

Time (s) *

„Primary pressure”= primerköri nyomás; „Gas temperature in the core”= zónatér gázhőmérséklet; „Max. fuel temperature”= maximális üzemanyag hőmérséklet

2.4.4-1. ábra: Primerköri jellemzők* A zóna sérüléséig még ilyen kombinált baleseti folyamatnál is viszonylag hosszú idő, több mint 8 óra telik el, és ezt követően további három óra múlva következne be a tartálysérülés, amennyiben további balesetkezelési intézkedés nem történne. A balesetkezeléssel a 2.5 fejezetben foglalkozunk. A súlyos balesetek kezelésének alapvető és nagy prioritású beavatkozása a sérült vagy megolvadt zóna vízzel történő elárasztása, amint valamilyen elárasztási lehetőséget sikerül üzembe venni vagy helyreállítani. Ekkor a zóna kritikussá válásának lehetőségét értékelni kell. A zóna kritikusság fellépését a súlyos-baleseti folyamatok különböző fázisaiban kialakuló két szélsőséges helyzetre vizsgálta a [2.4-2] dokumentum: A bóracél abszorbensek kiolvadásának fázisában, miközben a fűtőelemek változatlan geometriában a helyükön maradnak, majd az ép tartály vízzel való újra elárasztása megtörténik. A zónában található üzemanyag leolvadásának fázisában, majd a folyamat adott fázisában különböző bórsavtartalmú vízzel való elárasztása esetében. Ezt a folyamatot négy fázisban vizsgálták. A vizsgálatok alapján a következő megállapítások tehetők: Az első esetben, amikor a zónában csak az abszorbensek olvadnak le, akkor az hűthető, legalább 12 g/kg bórsav tartalmú vízzel, a kritikusság létrejöttének veszélye nélkül. A fenti második eset vizsgálata szerint a leolvadt zóna sokszorozási tényezője tekintetében a porozitás mértéke és a víznek a törmelékbe való behatolása a döntő tényezők. Így 15% porozitás alatt, vagy ha a víz nem tud behatolni az olvadékba, nem várható kritikusság a leolvadt zónában még bórsavmentes vízzel való hűtés esetén sem. A kapott eredmények

CBFJ.docx

2011.

146. oldal / 205


Verziószám: 1

bizonytalanságát elsősorban az olvadás utáni konfigurációk geometriai és összetétel adatainak bizonytalansága okozza. 2.4.4.1.2

Gőzrobbanás a reaktortartályon belül

A gőzrobbanás biztonsági következményeivel először az amerikai WASH-1400 [2.4-3] tanulmány foglalkozott a hetvenes években. Feltételezték, hogy az ún. alfa-típusú sérülés során a reaktortartályban kialakuló nagyenergiájú gőzrobbanás hatására a tartály fedele leszakad, melynek következtében a konténment megsérül. A későbbiekben az alfa-típusú sérülést a szakértők a folyamat fizikájának elemzése és megfelelő kísérleti vizsgálatok alapján hihetetlennek minősítették, a következtetés szerint ez a sérülési mód determinisztikus alapon kiszűrhető esetnek tekinthető. A kérdés részletes kifejtése a [2.4-4] anyagban található. Elvileg a tartályon belüli nagy energiájú gőzrobbanás a tartály alsó részét is veszélyeztetheti. Ahogy az a [2.4-4] anyagban ismertetett elemzés alapján belátható, a reaktortartály sérülése a tartályon belüli gőzrobbanás hatására a VVER-440 reaktorok esetében szintén fizikailag ésszerűtlen, determinisztikus alapon kiszűrhető.

2.4.4.2

A hidrogénfejlődés és égés lehetősége

Az üzemzavarok és balesetek során hidrogén keletkezhet, amelynek égése, és főképpen robbanása veszélyeztetheti a konténment, illetve a reaktorcsarnok épségét és így közrejátszhat a radioaktív anyagok környezetbe való kijutásában. A hidrogén üzemzavarok és balesetek során különböző mechanizmusok révén keletkezhet: cirkónium-víz reakció a fűtőelemek burkolata és a hűtővíz között, a víz radiolízise az aktív zónában és a zsompban, a hűtőközegben oldott hidrogén kiválása, a hűtőközegben és az üzemzavari hűtővízben, valamint a hidroakkumulátorok vizében levő hidrazin (N2H4) lebomlása, a konténmentben levő alumínium korróziója a sprinkler oldat hatására. A tervezési üzemzavaroknál a hidrogén keletkezése az összes forrásból együttesen sem haladja meg a 0,1 g/s értéket. A súlyos-baleseti esetben viszont a cirkónium-víz reakció válik a domináns hidrogénképző mechanizmussá. Ekkor a cirkónium-víz reakcióból származó hidrogén keletkezési üteme önmagában akár 200 g/s is lehet. A továbbiakban a domináns mechanizmussal foglalkozunk. A súlyos-baleseti folyamat során keletkező hidrogén mennyisége jelentős mértékben függ attól, hogy mikor és mennyi víz jut be a reaktortartályba. A paksi blokkoknál maximálisan 830 kg hidrogén keletkezhet a fűtőelem burkolatok és kazettafalak cirkónium mennyiségének oxidációjából. A különböző súlyos-baleseti folyamatok esetén várhatóan a cirkónium 30-50 %a oxidálódik. A 2.4.4.1 fejezetben bemutatott esetben 329 kg hidrogén keletkezett, ami megfelel a cirkónium 40 %-os oxidációjának. A hidrogén a primerkörből a gőzzel együtt a primerköri törési helyen, valamint a térfogatkompenzátor szelepek lefúvató vezetékén keresztül a konténmentbe jut, ahol az ott lévő levegővel keveredik. A hidrogén eloszlását konzervatív modell segítségével, a konténmentben elhelyezett súlyosbaleseti hidrogén rekombinátorok figyelembevételével határoztuk meg. Az eredmények szerint az eloszlás a különböző térrészek között nem egyenletes (2.4.4.-2. ábra). A legnagyobb

CBFJ.docx

2011.

147. oldal / 205


Verziószám: 1

koncentráció a hermetikus térnek a töréshez közeli oldalán alakul ki, ahova a primerkörből kiáramlik a közeg. Itt a koncentráció eléri a 10 térf%-ot, a gőzinertáltság függvényében bizonyos időszakokban éghető a gázkeverék. Az ezzel kapcsolatos részletesebb értékelést a 2.4.4.5.1 alfejezetben adjuk meg. A hermetikus téren belül a legalacsonyabb a hidrogén koncentrációja a légcsapdákban, ahol nem éri el a 0,5 %-ot. A konténmentből a megengedett szivárgásokon keresztül kikerülő hidrogén mennyisége a számítások szerint [2.4-5] nem okoz sem az üzemi épület helyiségeiben, sem a reaktorcsarnokban 0,1%-nál magasabb hidrogén-koncentrációt, a szellőző rendszerek üzemképtelenségének feltételezése mellett sem. Az ikerblokk teljesen azonos idejű súlyosbaleseti folyamatával számolva a hidrogén koncentráció konzervatív feltételezéssel összeadódik, de ez a koncentráció sem okoz érdemleges problémát. Nyitott reaktor esetén bekövetkező súlyos-baleseti folyamat során a hidrogén közvetlenül a reaktorcsarnokba távozik. A számítás [2.4-6] szerint a reaktorcsarnokban az átlagos hidrogén koncentráció maximum 3,9 % értéket ér el. Ez a koncentráció a gyulladási határ alatt van. PDS_05C Hydrogen Concentration 1.20E-01

1.00E-01 box box ® HA comp HA comp ® channel loc. tower (before trays) trays air traps reactor hall

Concentration (-)

8.00E-02

6.00E-02

4.00E-02

2.00E-02

0.00E+00 18000

19800

21600

23400

25200

27000

28800

30600

32400

34200

36000

37800

39600

41400

43200

Time (s)

*„box”=hermetikus tér; ”box®”=hermetikus tér törés felőli oldala; „HA comp”=hidro akkumulátor helyiség; „channel”= átvezető csatorna; „loc. tower”= lokalizációs torony; „trays”= buborékoltató tálcák; „air traps”=légcsapdák; „reactor hall”= reaktor csarnok

2.4.4-2. ábra: A hidrogén koncentráció a hermetikus térben és a reaktorcsarnokban* A célzott biztonsági felülvizsgálat keretében azt az esetet is elemeztük, amelynél egy-egy kiépítésen két pihentető medencében, egy átrakás alatt lévő nyitott, valamint egy zárt reaktorban egy időben alakul ki súlyos-baleseti folyamat. Megvizsgáltuk, hogy egy ilyen esetben mekkora a keletkező hidrogén mennyisége és koncentrációja a reaktorcsarnokban. A hidrogénkeletkezés sebessége forrásonként eltérő a reaktorban, illetve a pihentető medencékben

CBFJ.docx

2011.

148. oldal / 205


Verziószám: 1

elhelyezkedő fűtőelemek különböző maradványhő fejlődése és a rendelkezésre álló vízkészletek eltérése miatt. Az elemzési eredmények alapján ebben az esetben a reaktorcsarnokban az átlagos hidrogén koncentráció eléri a maximális 10 % értéket és a közeg gyúlékony lesz 2 órán keresztül a légtér 40 %-ában, a fennmaradó légtér térfogatban a gőz lokálisan inertálja a közeget [2.4-6]. A gázkeverék akkor tekinthető éghetőnek, ha a térfogati koncentrációkra vonatkozó alábbi feltételek egyszerre teljesülnek: cc(H2) > 4,1 % cc(H2O) < 55 % cc(O2)> 5 %. A 4.1 % hidrogén koncentráció a hidrogéngyulladás alsó határa. Azonban a gyúlékonyságot még más összetevők is meghatározzák, például a gőz inertálja a keveréket, amennyiben a térfogati koncentrációja meghaladja az 55 %-ot. Az oxigén koncentráció egyes súlyos-baleseti folyamatok során jelentősen lecsökkenhet. Ha ez az érték 5 % alá csökken, akkor a keverék nem képes meggyulladni. A konténmentben kialakuló hidrogén-koncentrációk kevésbé konzervatív, háromdimenziós kóddal való számításával, valamint az égési nyomások részletes elemzésével a 2.4.4.5.1 alfejezetben foglalkozunk.

2.4.4.3 A friss üzemanyag tárolóban és a pihentető medencében tárolt üzemanyag sérülésének lehetősége A friss üzemanyag tároló tervezési alapjához nem tartozik olyan üzemzavar, ami radioaktív anyagok kibocsátásával vagy radioaktív sugárzással járna. Tervezésen túli üzemzavar elvileg akkor következhetne be, ha a tárolót víz árasztaná el és a fűtőelemekből álló rendszer szuperkritikussá válna. A korábban végzett számítások [2.4-7] alapján a rendszer szubkritikus marad a tároló teljes elárasztása esetén is. A pihentető medence felépítését és kapacitását az 1.1.7. alfejezet, hűtését a 2.2.1 alfejezet tárgyalja. A pihentető medence üzemzavarainak és baleseteinek lehetséges okait a 2.2.2. és 2.2.3. alfejezetek tárgyalják. A pihentető medencével kapcsolatban háromféle üzemzavart, illetve az esetleg azokból kifejlődő balesetet lehet megkülönböztetni: hűtéskimaradás, hűtőközegvesztés, reaktivitás-balesetek. A tervezési alaphoz tartozó kezdeti események nem okozhatják a pihentető medencében tárolt üzemanyag sérülését. Az üzemzavarok során rendelkezésre álló viszonylag hosszú idő biztosítja az elhárítási utasítások szerinti operátori beavatkozások elvégezhetőségét. Az ezekben az időszakokban megkezdendő preventív balesetkezelés lényege, hogy a pihentető medence hűtőköre aktív komponenseinek meghibásodása esetén lehetőség van a megvalósított átkötések segítségével különleges hűtési üzemmódok megvalósítására. Ha ezek az átkapcsolások sikertelenek maradnának, akkor zárt körű hőelvitel a jelenlegi technológia figyelembevételével nem lenne lehetséges, de a hűtés egy meghatározott ideig

CBFJ.docx

2011.

149. oldal / 205


Verziószám: 1

külső forrásokból biztosított ciklikus vízcserével elvégezhető. Ezt az eljárást a pihentető medencére vonatkozó üzemzavar elhárítási utasítások tartalmazzák. Amennyiben a pihentető medencében mégis súlyos baleset alakul ki, akkor nagy radioaktív kibocsátással kell számolni, mivel a pihentető medence nincs hermetikusan elzárva a reaktorcsarnoktól, az pedig a környezettől. A nem gáznemű és illékony anyagok kibocsátását nyilván jelentősen gátolnák, de meg nem akadályoznák a pihentető medence beton fedlapjai, valamint a reaktorcsarnok. A kibocsátás – hacsak nem közvetlenül a fűtőelemek kirakása után történik – jellemzően nem tartalmaz 131I izotópot, viszont a 137Cs tartalom jelentős lehet. Megjegyzendő, hogy a fűtőelemek sérülése során bekövetkező intenzív cirkónium-víz reakcióban meglehetősen sok hidrogén keletkezik. A reaktorcsarnokban lévő két pihentető medence egyidejű súlyos balesete esetén a kialakuló levegő-hidrogén-gőz keverék gyújtható lehet, amivel a 2.4.4.2 fejezetben foglalkoztunk. Számítások készültek arra nézve, hogy milyen dózisteljesítmények alakulnának ki a reaktorcsarnokban a pihentető medence üzemzavara és súlyos balesete esetén [2.4-8]. Míg az üzemzavarok során a medence közelében, beton árnyékolás mögött a dózisok mSv/óra nagyságrendűek, addig az operátori beavatkozás késedelme és az így kialakuló súlyos baleset esetén már kezelhetetlenül magasak (Sv/óra), azaz ekkor a pihentető medence megközelíthetetlenné válik. Az ilyen üzemzavarok, illetve balesetek gyakoriságát jelentősen csökkentik [2.4-9] a figyelembe vett preventív balesetkezelési lehetőségek. A hűtéskimaradásos esetekben a tervezési alaphoz tartozó folyamatok összgyakorisága 5,15·10-3/év, valamennyi folyamat „fokozott párolgás” végállapotú. A tervezésen túli üzemzavarok 2,71·10-5/év gyakorisággal „forrás” végállapotba jutnak, és csak 1,26·10-7/év gyakorisággal vezetnek súlyos balesetre. Ha kizárható csővezeték törés történik átrakási vízszintről indulva, akkor a tervezési alaphoz tartozó folyamatok összgyakorisága 7,12·10-5/év, valamennyi végállapota „fokozott párolgás”. A tervezésen túli üzemzavarok 6,7·10-7/év gyakorisággal „forrás” végállapotba jutnak, 1,7·10-10/év gyakorisággal pedig súlyos balesetre vezetnek. A kizárható csővezeték törés üzemi vízszintről indulva nem tartozik a tervezési alaphoz. A folyamat végállapota kezelői elhárítás szerinti beavatkozások esetén „forrás”, gyakorisága 8,01·10-6/év. A beavatkozások esetleges sikertelensége esetén azonban súlyos baleset lép fel, amelynek összgyakorisága 4,04·10-7/év. A nem-kizárható csővezeték törés sem tartozik a tervezési alaphoz. A korai, vagy a késői szakaszban történő sikeres beavatkozás esetén 6,66·10-6/év gyakorisággal „forrás” végállapot következik be. Ha a beavatkozások sikertelenek, akkor a folyamat súlyos balesetre vezet, 5,51·10-8/év gyakorisággal.

2.4.4.4

A radioaktívhulladék-tárolók lehetséges sérülései

A gáztisztító rendszerek meghibásodása A gáztisztító rendszerek közül az alábbiak meghibásodásaival kell foglalkozni: hidrogénégető rendszer, főépületi gáztisztító rendszer, segédépületi gáztisztító rendszer. Ha ezekből a rendszerekből a maximális kibocsátással is számolunk és a legkedvezőtlenebb időjárási feltételeket vesszük is alapul, a 16/2000.(VI.8.)EüM. rendelet 2. számú melléklete III.

CBFJ.docx

2011.

150. oldal / 205


Verziószám: 1

pontjában előírt kritériumok messzemenően teljesülnek [2.4-10]. Így az ilyen rendszerek bármilyen sérülése sem vezet nagy radioaktív kibocsátásra. A folyékony radioaktív hulladék rendszerek meghibásodása A gáztisztító rendszerek meghibásodásához hasonlóan, az egészségügyi korlátok az ioncserélő szűrők gyantakirakó vezetékének legsúlyosabb törése esetén sem sérülnek [2.4-10]. Radioaktív kibocsátás radioaktív hulladéktároló tartály meghibásodása miatt is történhet. Az erőműben a folyékony radioaktív hulladékokat két segédépületben összesen 24 tartályban tárolják. A teljes tároló kapacitás több mint 10 000 m3. A tartályokban 2010-ben közel 8 000 m3 hulladék volt található. A radioaktív hulladéktároló tartályok az aktív zónához képest négy nagyságrenddel kevesebb céziumot tartalmaznak, a tartályokban rövid felezési idejű izotópok (pl. 131I) egyáltalán nem találhatók. A segédépületeket megerősítették földrengés ellen. A tartályok szűk helyiségekben, egymás mellett helyezkednek el, ezért felborulások nem várható. Nagyobb földrengések esetén a tartályok esetleges sérülését a csatlakozó vezetékek törése, vagy a tartály falának behorpadása, kilyukadása okozhatja. A folyékony hulladéktároló tartályokat a segédépületek tárolóterében, a terepszint alatt kb. 1 méterrel helyezték el. Ha az összes tartályból az összes folyadék kifolyna, akkor az több mint három méteres szintet jelentene a segédépület alapterületén. Az összes tartály sérülése esetén tehát környezeti kibocsátás is várható, de csak az épület közvetlen környezetében. Az erőművön kívüli kibocsátás elsősorban a talajvízen keresztül képzelhető el.

2.4.4.5 2.4.4.5.1

A konténment sérülések esélye A konténment sérülése hidrogénégés következtében

Súlyos-baleseti hidrogénkezelés nélküli esetben az elemzések szerint a súlyos-baleseti folyamatok során a hidrogénégések következtében az összes folyamatok mintegy 24 %-a vezetne konténment sérüléshez [2.4-11]. A paksi atomerőműben a súlyosbaleset-kezelési (SBK) intézkedések keretében mindegyik blokkon már megtörtént a súlyos-baleseti rekombinátorok felszerelése. A súlyos-baleseti hidrogénképződés hatására kialakuló hidrogéneloszlást a rekombinátorok hatásának figyelembevételével részletes háromdimenziós modell segítségével is vizsgáltuk, az éghető koncentrációjú térrészekben kialakuló égési nyomást is meghatároztuk [2.4-12]. A 2.4.4-3. ábra a különböző pozíciókban elhelyezett rekombinátorok által eltávolított hidrogénmennyiséget mutatja egy reprezentatív súlyos-baleseti folyamat során.

CBFJ.docx

2011.

151. oldal / 205

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Hydrogen recombination rate

Verziószám: 1

PDS_12-TN without spray 3.0000

Recombination rate, g/s

2.5000 2.0000 1.5000 1.0000 0.5000 0.0000 30000

35000

40000

45000

50000

55000

Time, s PAR_1

PAR_2

PAR_3

PAR_4

PAR_5

PAR_6

PAR_7

PAR_8

PAR_9

PAR_10

2.4.4-3. ábra: A PAR_11 30 különböző pozícióban elhelyezett rekombinátor hidrogén-eltávolítási PAR_12 PAR_13 PAR_14 PAR_15 PAR_16 PAR_17 PAR_18 PAR_19 PAR_20 PAR_21 PAR_22 PAR_23 PAR_24 PAR_25 PAR_26 PAR_27 PAR_28 PAR_29 PAR_30 sebessége A kezdeti felfutási időszakban a rekombinátorok igen nagy mennyiségű hidrogént távolítanak el, majd az eltávolítási sebesség a hidrogén fogyásának ütemében természetesen csökken. A 2.4.4-4. ábra a konténmentbe áramlott teljes hidrogéntömeget, valamint a rekombinátorok hatására csökkentett hidrogéntömeget ábrázolja. A hidrogénmennyiséget a rekombinátorok radikálisan csökkentik, azonban aHydrogen folyamatmass elejéninmég így is felhalmozódik kisebb mennyiségű containment PDS_12-TN without spray vizsgáltuk. hidrogén a konténmentben. Ennek hatását a továbbiakban 400 350

Mass, kg

300 250 m_h2 h2tot in

200 150 100 50 0 30000.0

35000.0

40000.0

45000.0

50000.0

55000.0

60000.0

65000.0

70000.0

Time, s

*„h2tot_in”= teljes hidrogéntömeg; „m_h2”= rekombinátorok hatására csökkentett hidrogéntömeg

2.4.4-4. ábra: A baleseti folyamat során a konténmentben jelenlévő hidrogéntömeg* A jelenlévő hidrogén feltételezett égése által produkált égési nyomásokat meghatároztuk a legmagasabb hidrogén koncentráció idejére, azaz a legkedvezőtlenebb körülményekre, feltételezve, hogy a gyújtás egyszerre történik az összes, gyújtható összetételű térrészben. Az égés kezdetekor a fő hidrogénforrás helyén természetesen gyorsabb az égés. Ezért a nyomások itt gyorsabban is emelkednek, ami egy kisebb nyomáscsúcsot okoz 1,46 bar értékkel,

CBFJ.docx

2011.

152. oldal / 205


Verziószám: 1

majd a nyomás kiegyenlítődik a többi térrésszel. A nyomásnövekedés tovább tart, de a légcsapdák visszacsapó szelepeinek nyitása miatt a nyomás 6 s-nál eléri a maximumát 1,75 bar értékkel. Ezután a nyomás lassan csökken és kiegyenlítődik a légcsapdákkal. A vonatkozó kritériumok vizsgálata azt mutatta, hogy a folyamatok során detonációval és gyorsított lángokkal nem kell számolni. A turbulens égések okozta nyomások maximális értékeire a jellemző súlyos-baleseti folyamatok során jóval a konténment tervezési nyomása alatti értékek adódtak. Súlyos-baleseti folyamatoknál egyébként a kialakuló terhelési nyomást nem is a tervezési nyomáshoz (2,5 bar) kell viszonyítani, hanem az ún. HCLPF (High Confidence of Low Probability of Failure – azaz a konténment sérülési nyomás 5 % valószínűséggel, 95 % konfidencia szinten) értékhez, ami a paksi atomerőmű konténmentjeire 3,35 bar [2.4-11]. Megállapítható, hogy jelentős biztonsági tartalék van a számított égési nyomások és a konténment sérülésére vezető nyomásérték között. 2.4.4.5.2

A konténment sérülése nagynyomású tartálysérülés következtében

Ha a reaktortartály sérülés nagy nyomáson következne be, a kiáramló gőz és olvadék hirtelen megnövelné a reaktoraknában a nyomást. Az erre vonatkozó elemzés a [2.4-13] jelentésben található. Kimutattuk, hogy ha a primerköri nyomás 40 bar alatt van a tartálysérülés időpontjában, akkor az aknában nem jön létre 10 bar-nál magasabb nyomás és ebben az esetben nem várható az akna sérülése [2.4-13]. Ennél nagyobb nyomásnál bekövetkező tartálysérülés esetén a nyomás az aknában 30 és 70 bar közötti értékeket is elérhetne. Az akna sérülési nyomásának várható (medián) értéke a konténment teherbírási számítások szerint 24,4 bar [2.4-11]. A térfogat-kompenzátor lefúvató és biztonsági szelepein a közelmúltban megvalósított rekonstrukciónak köszönhetően az üzemzavar elhárítási utasítás szerint az ilyen esetekre előírt nyomáscsökkentés nagy megbízhatósággal végrehajtható és a nagynyomású tartálysérülés megelőzhető. Az 1.3.2. ábrán is látható, hogy a 2. szintű PSA vizsgálatok [2.4-1] szerint a nagynyomású tartálysérülés valószínűsége igen alacsony, 6 10-8 1/év értékű. 2.4.4.5.3

A tartályon kívüli gőzrobbanás lehetősége

Az erőmű jelenlegi balesetkezelési eljárásainak lényeges része a 2.5.4.1.2 alfejezetben bemutatott, a reaktorakna vízzel történő elárasztásával megvalósított reaktortartály külső hűtés. Gőzrobbanás akkor következhetne be, amennyiben a külső hűtéssel mégsem sikerülne megakadályozni a reaktortartály sérülését. A tartály külső hűtésére vonatkozó számítások szerint [2.4-14] azonban a reaktorakna elárasztásával a stabil, a hűtőközeg természetes cirkulációján alapuló hűtés biztosított, ennek következtében a reaktortartály épsége fenntartható. Ennek következtében az olvadék a reaktortartály külső hűtésével a tartályon belül tartható, és a gőzrobbanás a fizikailag ésszerűtlen, emiatt a determinisztikus alapon kiszűrt esetek közé tartozik. 2.4.4.5.4

Az olvadék-beton kölcsönhatás lehetősége

Az olvadt aktív zóna és a beton kölcsönhatása a reaktortartály sérülése után a reaktoraknába kerülő olvadék hatására jöhetne létre. Az előző pontban említett reaktorakna elárasztásával és a tartály külső hűtésével azonban az olvadék a reaktortartályon belül tartható. A zóna-beton kölcsönhatás okozta sérülés csak sikertelen balesetkezelés következtében léphet fel, azonban a balesetkezelési rendszer kialakítása (passzív működés, a vízleeresztés redundáns megoldása) miatt ez utóbbi eset kiszűrhető.

CBFJ.docx

2011.

153. oldal / 205


Verziószám: 1

A konténment sérülése lassú túlnyomódás következtében

2.4.4.5.5

A reaktorakna elárasztása esetén a reaktortartályban levő olvadék maradványhője a fali hőátadás közvetítésével a reaktoraknában található hűtőközeget felmelegíti. A hűtőközeg elgőzölgése folytán a konténmentben megnövekszik a gőz mennyisége, és amennyiben a sprinkler rendszer nem működőképes, úgy a konténment nyomása is fokozatosan megnövekszik. A konténment nyomás változása a 2.4.4-5. ábrán látható a 2.4.4.1 alfejezetben bemutatott reprezentáns súlyos-baleseti folyamat és további tartályelárasztás esetén, a szivárgás különböző értékeinél [2.4-1]. A konténment megengedett szivárgása 14,7%/nap, a blokkok tényleges, mért szivárgása ennél azonban kedvezőbb, a 4-8%/nap intervallumban helyezkedik el. Mint látható, a nyomás hosszú távú kialakulása jelentős mértékben függ a szivárgás konkrét értékétől. Minden esetre igaz azonban, hogy ha nem történik beavatkozás a nyomásnövekedés megállítására, akkor előbb-utóbb magas nyomás alakulhat ki a konténmentben. Nyomás változás a szivárgás függvényében PDS_05 7,00E+05

6,00E+05

Nyomás (Pa) .

5,00E+05

4,00E+05

3,00E+05 p (0%) p (8%)

2,00E+05

p (3%)

Szűrt leeresztés lehetséges kezdete

p(14%) p (0% tart külső hűt)

1,00E+05

0,00E+00 0,00E+00

5,00E+04

1,00E+05

1,50E+05

2,00E+05

2,50E+05

3,00E+05

3,50E+05

4,00E+05

4,50E+05

Idő (s)

2.4.4-5. ábra: A konténment nyomás változása elárasztott reaktorakna esetén a szivárgási hányad különböző értékeinél A sérülés elkerülése és a szükséges beavatkozás időzítése szempontjából a fent már idézett HCLPF érték (3,35 bar abszolút nyomás) [2.4-11] az irányadó. A 2.4.4-5. ábra szerint a konténment szivárgás mértékének függvényében 3-8 nap alatt a konténment nyomása meghaladhatja a 3,35 bar értéket. Amennyiben addig nem történik valamilyen nyomáscsökkentés, akkor a konténment nyomása emelkedik, amíg meg nem sérül, vagy a szivárgáson kijutó tömegáram meg nem egyezik a keletkező tömegárammal. Erre vonatkozóan a 2.5.5 fejezetben javító intézkedést tűztünk ki.

2.4.5

Összefoglalás

A reaktorban lejátszódó folyamatok tekintetében az eddigi vizsgálatok teljes körűek voltak (beleértve a leállított reaktorban bekövetkező baleseteket). A kockázat mértéke elfogadható,

CBFJ.docx

2011.

154. oldal / 205


Verziószám: 1

megfelel a hazai és nemzetközi elvárásoknak. A baleseti folyamatok ismert módon, a VVER-440 reaktorokra jellemzően viszonylag hosszú idő alatt játszódnak le. A kockázat mértékét jelentősen csökkenti a közelmúltban bevezetett súlyosbaleset-kezelés, amely dedikált rendszerek beépítésével és megfelelő utasításrendszerrel segíti a baleset következményeinek csökkentését. Ahogy az a korábban elvégzett elemzés alapján belátható volt, a reaktortartály sérülése a tartályon belüli gőzrobbanás hatására a VVER-440 reaktorok esetében fizikailag ésszerűtlen, emiatt a determinisztikus alapon kiszűrt esetek közé tartozik. A súlyos baleset során fejlődő hidrogén mennyiségét meghatároztuk. A különböző súlyosbaleseti folyamatokban általában a cirkónium 30-50%-a oxidálódik. A konténmenten belüli nagy hidrogén koncentráció kialakulásának megelőzése érdekében balesetkezelési intézkedésként passzív rekombinátorokat építettünk be a blokkokba, figyelembe véve a várható hidrogéneloszlásra vonatkozó korábbi elemzéseket. A reaktorcsarnokban kialakuló hidrogén-koncentrációt korábban csak egy nyitott reaktor balesetére vizsgáltuk. Ilyenkor a felgyülemlő hidrogén koncentrációja a reaktorcsarnokban semmiképpen sem éri el a gyulladáshoz szükséges értéket. A célzott biztonsági felülvizsgálat keretében azt az esetet is elemeztük, amelynél egy-egy kiépítésen két pihentető medencében, egy átrakás alatt lévő nyitott, valamint egy zárt reaktorban egy időben alakul ki súlyos-baleseti folyamat. A konzervatív elemzési eredmények szerint ebben az esetben a reaktorcsarnokban a közeg gyúlékony lehet mintegy 2 óra időtartamban, a térfogat 40 %-ában. Részletesebb, kevésbé konzervatív elemzéseket kell végezni a javító intézkedések megalapozásához. A pihentető medence súlyos balesetéhez vezető folyamatokat is meghatároztuk. Tekintettel arra, hogy a pihentető medence a konténmenten kívül helyezkedik el, súlyos balesete esetén az esetleges kibocsátás mértéke igen jelentős a konzervatív feltételek mellett végzett számítások szerint. A bekövetkezés gyakoriságát a nemrégiben bevezetett preventív intézkedésekkel kellően alacsonyra csökkentettük. A kulcsesemények bekövetkezése esetén ezen intézkedések egy része hatástalan maradhatna, de még ebben az esetben is késleltethető a fűtőelemek sérülése a lokalizációs torony vizének gravitációs leürítésével. További balesetkezelési lehetőséget jelentenek a 2.2.5 fejezetben leírt javító intézkedések. Az elvégzett vizsgálatok szerint a radioaktív hulladékok tároló rendszereinek meghibásodása, sérülése nem járna nagy radioaktív kibocsátással. A konténment sérülése a hidrogén keletkezése miatt nem fordulhat elő. A vizsgálatok eredményei alapján robbanással nem kell számolni. Bizonyos esetekben a lokális turbulens égés nem kizárható, de az ezek által okozott nyomások maximális értékei a konténment tervezési nyomása alatt vannak és jelentősebb biztonsági tartalék van a számított égési nyomások és a konténment sérülésére vezető nyomásérték között. A konténment nagynyomású tartálysérülés miatti sérülése megelőzhető. A térfogatkompenzátor lefúvató és biztonsági szelepein a közelmúltban megvalósított átalakításoknak és a kidolgozott üzemzavar elhárítási utasításoknak köszönhetően a megelőzéshez szükséges nyomáscsökkentés nagy megbízhatósággal végrehajtható. A reaktortartály sikeres külső hűtésével – amelyre vonatkozóan az átalakításokat a blokkok egy részén már végrehajtottuk, a többinél a következő években elvégezzük – a zónaolvadék a reaktortartályon belül tartható, és így sem gőzrobbanás, sem a zóna-beton kölcsönhatás okozta alaplemez átégés nem következhet be.

CBFJ.docx

2011.

155. oldal / 205


Verziószám: 1

A súlyos baleset késői szakaszában a konténmenten belüli nyomás növekedhet. A konténment szivárgásának függvényében a nyomás 3-8 nap alatt meghaladja a 3,35 bar értéket, amelynél a konténment sérülése 5 % valószínűséggel várható. Amennyiben addig nem történik valamilyen nyomáscsökkentés, akkor a konténment megsérülhet, és nagymennyiségű radioaktív anyag kerülhet a környezetbe. Ezzel a kérdéssel a 2.5 alfejezet foglalkozik. A jelenlegi felülvizsgálat során konzervatív, pontmodelles kódokkal történt annak a meghatározása, hogy egy-egy kiépítésen két pihentető medence, egy átrakás alatt lévő nyitott, valamint egy zárt reaktor egy időben zajló balesete során mekkora a keletkező hidrogén mennyisége és koncentrációja a reaktorcsarnokban. A számítási eredmények szerint gyúlékony koncentrációk kialakulhatnak, amelyek turbulens égésre vezethetnek. A pontmodelles számításokon túlmenően háromdimenziós vizsgálatokat kell végezni az eloszlások kevésbé konzervatív meghatározására.

2.5 A nem uralt kulcsesemények következményeit enyhítő balesetkezelés 2.5.1


A felülvizsgálat célja annak megállapítása volt, hogy a tervezési alapon túli, súlyos balesetek kezelésére előirányzott és már több blokkon megvalósított intézkedések megfelelőek-e, tekintetbe véve a fukusimai tapasztalatokat, beleértve az elhúzódó védekezést. Ugyancsak vizsgálni kellett, hogy a balesetkezelési intézkedések segítségével elkerülhetők-e a szakadékszél-hatásokat okozó baleseti folyamatok.

2.5.2


A felülvizsgálatot a Nukleáris Biztonsági Szabályzatok (NBSZ) 3. kötetének a balesetek kezelésére vonatkozó előírásaival összhangban kell végezni. A felülvizsgálatnál a villamos betáplálás, valamint a végső hőelnyelő tartós elvesztésének következményeként fellépő súlyosbaleseti folyamatokat kell feltételezni, és meg kell vizsgálni a balesetkezelési rendszerek és kezelési eljárások alkalmazhatóságát. Meg kell vizsgálni a zónahűtés elvesztése esetén a tartálysérülés megelőzésére irányuló balesetkezelést, valamint azokat az intézkedéseket, amelyek a konténment sérülésének elkerülésére, ezáltal a jelentős radioaktív kibocsátás meggátlására irányulnak.

2.5.3


A felülvizsgálat kiterjedt a fűtőelem-sérülést megelőző utolsó időszakra, valamint a fűtőelemsérülés és a reaktortartály sérülése közti időszakra. Meg kellett vizsgálni a konténment épségét szolgáló tervezési sajátosságokat és kezelési utasításokat, valamint a pihentető medence balesetének következményeit csökkentő kezelési utasításokat.

2.5.4


A paksi atomerőműben elvégzett súlyosbaleset-kezelési (SBK) átalakítások célja, hogy egy feltételezett súlyos baleset során a folyamat megállítható legyen és a blokk biztonságos, lehűtött állapotba kerüljön. A súlyos balesetek kezelésének stratégiája a 2. szintű PSA alapján meghatározott, a súlyos baleset bekövetkezése után fellépő, a radioaktív kibocsátás mértékét

CBFJ.docx

2011.

156. oldal / 205


Verziószám: 1

jelentősen növelő folyamatok megelőzését és/vagy azok következményeinek csökkentését célozza. A súlyosbaleset-kezelés fő céljai a következők [2.5-1]: a nagynyomású reaktortartály sérülés megakadályozása, a reaktortartály sérülésének elkerülése, a konténment épségének megőrzése, a radioaktív kibocsátások mértékének csökkentése. A fenti célokat kitűző súlyosbaleset-kezelés gyakorlati megvalósításának két kulcseleme az SBK-hoz tartozó műszaki átalakítások kivitelezése, valamint a Súlyosbaleset-kezelési Útmutatók (SBKU) bevezetése. A súlyosbaleset-kezelési átalakítások főbb elemei a következők: a reaktortartály külső hűtése a lokalizációs torony vizének leeresztésével és a reaktorakna elárasztásával, súlyosbaleset-kezelési mérőrendszer, súlyos-baleseti dízelgenerátorok az SBK berendezések energiaellátásához, súlyos-baleseti hidrogénkezelés passzív autokatalitikus rekombinátorokkal, pihentető medence csőtörésből adódó hűtőközeg vesztésének megakadályozása. A súlyosbaleset-kezelési átalakításokat a következő alfejezetekben ismertetjük. A Súlyosbaleset-kezelési Útmutatók alapján a blokk bármely üzemállapotában bekövetkező súlyos baleset során kezelhetők a nagy radioaktivitás kikerüléssel járó folyamatok, amelyeknek forrása a reaktor vagy a pihentető medence. A stratégia a blokk ellenőrzött, stabil állapotba hozására és a hasadási termékek kijutásának elkerülésére irányul. Ennek megfelelően az SBKU [2.5-2] főbb stratégiai céljai, és a kidolgozott Súlyos Baleseti Útmutatók (SBU) a következők: betáplálás a gőzfejlesztőkbe, primerköri nyomáscsökkentés, betáplálás a fővízkörbe, betáplálás a hermetikus térbe, radioaktív anyag kikerülés csökkentése, hermetikus téri állapotok szabályozása, hermetikus téri hidrogén kezelése, pihentető medence balesetének következmény csökkentése. Az SBU-kon kívül a Közvetlen Veszélyhelyzeti Útmutatók (KVU) állnak rendelkezésre, amelyek a radioaktív anyagok kikerülését megakadályozó gátak közvetlen veszélyeztetését hivatottak csökkenteni. A KVU stratégiák hasonlóak az SBU stratégiákhoz, de a szigorúbb következmények miatt nagyobb prioritást élveznek: radioaktív kibocsátás mérséklése, hermetikus téri nyomáscsökkentés, hidrogéngyulladás szabályozása, hermetikus téri vákuum szabályozása.

CBFJ.docx

2011.

157. oldal / 205


2.5.4.1 2.5.4.1.1

Verziószám: 1

Balesetkezelési lehetőségek a zónahűtés elvesztésének esetére Primerköri nyomáscsökkentés

Teljes feszültségkiesés és/vagy a végső hőelnyelő elvesztése esetén, a folyamat kezdeti szakaszában a primerköri nyomás magas, ezért a legfontosabb feladat a nyomás csökkentése. Ez több szempontból fontos: egyfelől a zóna üzemzavari hűtőrendszer egyes elemei csak alacsonyabb nyomásszinten képesek működésbe lépni, másfelől mindenáron el kell kerülni a nagy nyomáson bekövetkező tartálysérülés következményeit (2.4.4.5.2 fejezet). A nyomáscsökkentés még a kiterjedt zónasérülés kialakulását megelőzően az Állapot Orientált Kezelési Utasításokban (ÁOKU) szereplő beavatkozások szerint történik [2.5-3]. A jelenleg érvényes utasítások szerint a nyomáscsökkentésre azt követően kerül sor, hogy az 550 °C zónakilépőhőmérséklet esetén megkísérelt zónahűtés helyreállítás sikertelen marad. Amennyiben az ÁOKU végrehajtása során a zóna kilépő hőmérséklet meghaladja a 800 °C értéket teljes feszültségkiesés esetén, vagy az 1100 °C értéket más esetben, akkor át kell lépni az SBKU-ba, és a nyomáscsökkentés a „Primerköri nyomáscsökkentés utasítás” szerint történhet [2.5-2]. A primerköri nyomás csökkentésének azokat az eszközeit említjük, amelyek alkalmazhatóak a végső hőelnyelő vagy a villamos betáplálás tartós elvesztése esetén is. A nyomáscsökkentés legfontosabb eszközei ilyenkor a térfogat-kompenzátor szelepei (biztonsági és lefúvató). Ezen kívül igénybe lehet venni az üzemzavari gázeltávolító rendszer vagy a primerköri elvételi rendszer szelepeit is. Ezekkel a rendszerekkel a nyomást jelentősen lehet csökkenteni. Amikor a primerköri nyomás 35 bar alá csökken, akkor a hidroakkumulátorok bórsavas vízkészlete a primerkörbe juttatható, a zóna újra elárasztódik. A zónaolvadás ezzel késleltethető és a nagynyomású folyamat elkerülhető. A térfogat-kompenzátor lefúvató és biztonsági szelepein a közelmúltban megvalósított átalakításoknak köszönhetően a hosszú idejű villamos betáplálás a szelepek működtetésére az akkumulátorokról, majd azok esetleges lemerülését követően a súlyos-baleseti dízelgenerátorokról minden esetben biztosítható. Az üzemzavar elhárítási utasítás szerint az ilyen esetekre előírt nyomáscsökkentés így nagy megbízhatósággal végrehajtható és a nagynyomású tartálysérülés megelőzhető. A konténment jelentős sérülését okozó nagynyomású tartálysérülés lényegében egy olyan szakadék-szél folyamat lenne, amely a balesetkezelésnek köszönhetően elkerülhető. 2.5.4.1.2

A reaktortartály külső hűtése

A reaktortartály külső hűtéséhez először is vizet kell juttatni a lokalizációs toronyból (a buborékoltató tálcákról) a konténment padlójára, majd innen lehet a vizet gravitációsan a reaktoraknába juttatni. A lejutó kb. 1 180 m3 víz és a primerkörből kifolyó hűtőközeg használható a 270 m3 térfogatú reaktorakna feltöltésére. Ehhez megtörtént a hermetikus térben speciális leeresztő szelepek elhelyezése, a reaktorakna szellőző vezeték nyomvonalának megváltoztatása és a reaktoraknában a víz reaktortartályhoz áramoltatásához szükséges átalakítások: szűrő elhelyezése, biológiai védelem passzív nyitása és a reaktoraknából történő gőz kiáramlás biztosítása. A leeresztő szelepek energia ellátása a normál, a biztonsági és a súlyos-baleseti betáplálásról is lehetséges. A lokalizációs torony vizének a leeresztését még a kiterjedt zónasérülés kialakulását megelőzően meg kell kezdeni, amikor a zóna-kilépő hőmérséklet eléri az 550 °C értéket. A leeresztő szelepek működtetése pedig akkor lehetséges, ha a primerköri nyomás lecsökken 20 bar értékre és a konténment padlóján a vízszint elér egy megadott szintet (2.5.4-1 ábra). Az összes említett művelet végrehajtásához operátori beavatkozásokra van szükség a „Betáplálás a hermetikus térbe és a reaktorakna elárasztása” utasítás szerint.

CBFJ.docx

2011.

158. oldal / 205


Verziószám: 1

Mivel a víz leeresztése a lokalizációs toronyból a konténment padlójára gravitációs úton történik, a mérőrendszer és az elárasztáshoz szükséges szelepek működtetése pedig a súlyosbaleseti dízelgenerátor segítségével megoldható, így ezek a balesetkezelési intézkedések végrehajthatóak teljes feszültségkiesés és/vagy a végső hőelnyelő elvesztése esetén is. A reaktorakna vízzel történő elárasztását követően a reaktortartály külső hűtése passzív módon történik. A reaktortartály falától a víz – elgőzölgés és kondenzáció útján – természetes cirkulációval viszi át a hőenergiát a konténmentbe, ezáltal megvédi a reaktortartályt és hűti a tartályban lévő zónatörmeléket, olvadékot.

2.5.4-1. ábra: A reaktortartály külső hűtés elvi sémája A tartály külső hűtésére vonatkozó számítások szerint [2.5-4] a reaktorakna elárasztásával a stabil, a hűtőközeg természetes cirkulációján alapuló hűtés biztosított, ennek következtében a reaktortartály épsége fenntartható. A számítások következtetéseit a baleseti folyamat során fellépő hőfluxus modellezésével és a reaktorakna konkrét geometriájával a Magyarországon elvégzett CERES kísérleti vizsgálatok [2.5-5] igazolták. 2.5.4.1.3

A súlyos-baleseti mérőrendszer

A Súlyosbaleset-kezelési Útmutatók szerinti beavatkozások, kezelések végrehajtásához szükség van egyes reaktorbeli, primerköri és konténment paraméterekre vonatkozó információkra. Az átalakítások fontos eleme ezért a súlyos-baleseti mérőrendszer. A mérőrendszer fő elemei:

CBFJ.docx

2011.

159. oldal / 205


Verziószám: 1

primerköri nyomás és zóna kilépőhőmérséklet-mérők, konténment nyomás, hőmérséklet, oxigén- és hidrogén-koncentrációmérők, konténment, reaktorakna és pihentető medence vízszint mérések, konténmenten belüli és kívüli dózismérők. A mérőrendszer úgy lett kialakítva, hogy a súlyos-baleseti körülmények (hőmérséklet, sugárzás, páratartalom) között is működőképes maradjon. A mérőrendszer betáplálása akkumulátorok segítségével 3,5 óra időtartamra biztosított. Ezen időszak elegendő a súlyosbaleseti dízelgenerátorok üzembe állítására és beindítására, és a továbbiak során ezek látják el a rendszer betáplálását. A mérőrendszer központi egysége és egyik megjelenítő képernyője a 2.5.4-2. ábrán látható.

2.5.4-2 ábra: A súlyos-baleseti mérőrendszer 2.5.4.1.4

A súlyos-baleseti dízelgenerátorok

A súlyosbaleset-kezelés végrehajtásához a mérőrendszer betáplálására, bizonyos szelepek működtetésére van szükség. Ezek közül a legfontosabb a primerköri nyomáscsökkentéshez szükséges térfogat-kompenzátor szelepek működtetése, továbbá a lokalizációs torony ürítő szelepeinek és a leeresztő szelepeknek a működtetése. A szelepek energiaellátását egyéb betáplálási lehetőségek hiányában, az akkumulátorok lemerülését követően a 2.1.5.4. alfejezetben is bemutatott, blokkonként létesített súlyos-baleseti dízelgenerátor biztosítja. A súlyos-baleseti dízelgenerátort az udvartéri telepítési helyén felállítva és a hálózatra rákapcsolva a 2.5.4-3. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

160. oldal / 205


Verziószám: 1

2.5.4-3 ábra: A súlyos-baleseti dízelgenerátor

2.5.4.2 Balesetkezelési lehetőségek a konténment épségének megőrzése érdekében a zóna sérülését követően A paksi atomerőmű konténmentjének sérülését okozó mechanizmusok vizsgálatával a 2.4.5 fejezetben foglalkoztunk az alábbiak szerint: hidrogénégés által okozott gyors nyomásnövekedés, amely konténment sérüléssel járhat, nagynyomású rektortartály sérülés és a reaktoraknában bekövetkező hirtelen nyomáscsúcs, amely nagymértékű konténment sérülést okozhat, tartálysérülés után tartályon kívüli gőzrobbanás, amely konténment sérülést okozhat; tartálysérülés után olvadék-beton kölcsönhatás, amely alaplemez átégéssel és konténment sérüléssel jár, a konténment törése lassú túlnyomódás következtében. A nagynyomású reaktortartály sérülést a primerkör nyomáscsökkentés megakadályozza, ezt a balesetkezelési megoldást a 2.5.4.1.1 fejezetben ismertettük. A reaktortartály alacsony nyomáson történő sérülése esetén fellépő konténment sérülési lehetőség a gőzrobbanás és a zóna-beton kölcsönhatás. A reaktortartály ilyen jellegű sérülésének megelőzésére alkalmazott balesetkezelési megoldás a 2.5.4.1.2 fejezetben ismertetett reaktorakna elárasztásával történő reaktortartály külső hűtés. A reaktortartály alacsony nyomású sérülése, valamint az ezt követő esetleges gőzrobbanás és jelentős sérülésre vezető zóna-beton kölcsönhatás olyan hirtelen és kiterjedt sérüléseket okozó szakadék-szél folyamatok lennének, amelyek a balesetkezelés alkalmazásával elkerülhetők. 2.5.4.2.1

Hidrogénkezelés súlyos-baleseti rekombinátorokkal

A hidrogénkezeléshez 60 db (30 pár) NIS típusú passzív autokatalitikus súlyos-baleseti rekombinátor került elhelyezésre a konténmentben.

CBFJ.docx

2011.

161. oldal / 205


Verziószám: 1

A 60 db passzív autokatalitikus hidrogén rekombinátor a vizsgált súlyos-baleseti folyamat során a keletkező hidrogén mennyiségét a konténmenten belül nagymértékben lecsökkenti. Bár a cirkónium oxidáció során keletkező hidrogénfejlődés olyan intenzív, hogy a rekombinátorok működése ellenére egy kezdeti rövid időtartam során meggyulladhat a hidrogén, azonban a koncentráció elegendően alacsony ahhoz, hogy az esetleges hidrogénégés ne veszélyeztesse a konténment épségét (2.4.5 fejezet). A súlyos-baleseti folyamat későbbi fázisában a hidrogén koncentráció tovább csökken, így ekkor már nem gyúlékony a gázkeverék. A hidrogén rekombinátorok működése teljesen automatikus, beavatkozást nem igényel. Az SBKU vonatkozó utasítása így elsősorban a kialakult hidrogén koncentráció monitorozására szorítkozik. A konténment megengedett szivárgásán keresztül a hidrogén kijut a reaktorcsarnokba és az üzemi épületbe. Ezekben a helyiségekben nem alakul ki éghető gázösszetétel, a hidrogén koncentráció 1 térf% alatt marad. 2.5.4.2.2

A konténment túlnyomódás megelőzése

A lassú túlnyomódást a reaktortartály külső hűtése során keletkező gőz okozhatja. Ennek elkerülésére a vonatkozó balesetkezelési útmutató a konténment nyomáscsökkentését írja elő a „Hermetikus téri nyomáscsökkentés” utasítás szerint. A nyomáscsökkentés történhet a légtér hűtésével vagy a konténment szellőzőrendszerén keresztül történő közeg elengedéssel. A jelen felülvizsgálatban értékelt kulcsesemények esetén villamos betáplálás egyáltalán nincs, tehát ekkor a légtér hűtése az erre szolgáló eszközökkel nem megvalósítható, csak a szellőző rendszeren keresztül történő közeg szűretlen elengedése lehetséges. Ezzel megakadályozható a konténment sérülése [2.4-5]. A konténment nyomáscsökkentésre a 2.4.4.5.5 fejezetben bemutatott elemzés szerint a baleset bekövetkezése után 3-8 nap múlva lesz szükség. Erre az időpontra azonban a konténmentben jelenlévő hasadvány termékek a nemesgázok kivételével kirakódnak a konténment falaira, illetve kihullnak a hermetikus rendszer padlóján található vízbe. Mindazonáltal a szűrés nélküli kibocsátás csak az atomerőmű környezetében végrehajtott kitelepítést követően lenne végrehajtható, ezért a konténment túlnyomódás megelőzésének kezelésére további javító intézkedést irányoztunk elő, amelyet a súlyosbaleset-kezelési átalakítások következő fázisában fogunk megvalósítani. Ezzel kapcsolatban több koncepció kidolgozása van folyamatban. Az egyik koncepció a szűrt leeresztés megvalósítása, amelynél a közeg egy megfelelő hatásfokú szűrőn keresztül jut a környezetbe. A másik koncepció a konténment hosszú távú hűtés megvalósítása, amely egyúttal kezeli a konténment túlnyomódást is és szükségtelenné tenné a szűrt vagy szűretlen kibocsátást. Az említett műszaki megoldások véglegesítése és a megfelelő átalakítások végrehajtása után az SBKU-t aktualizálni kell. 2.5.4.2.3

A hosszú távú folyamatok kezelése

A reaktortartály külső hűtése a lokalizációs torony vízkészletével a 2.5.1 fejezetben ismertetett megoldás szerint alkalmas a balesetkezelésre. A folyamat során a reaktorzónában keletkező maradványhő elforralja a reaktoraknában levő hűtőközeget. A gőz egy része ugyan kondenzálódik a konténment belső felületeken és visszafolyik a zsompba, azonban más része a konténment szivárgásán, illetve a leeresztés következtében távozik a rendszerből. Végeredményben az a helyzet áll elő, hogy amennyiben a konténmentben a hűtőközeg pótlása nem biztosítható, akkor egy idő után megszakadhat a reaktortartály hűtése, és a tartály ennek következtében megsérülhet. A buborékoltató tálcák vize körülbelül 1 hétig tudja a kezdeti eseménytől számítva a tartály külső hűtését, a zónatörmelék hűtését biztosítani. Ezután a

CBFJ.docx

2011.

162. oldal / 205


Verziószám: 1

2.2.5.4. fejezetben ismertetett lehetőség szerint a gőzfejlesztőn keresztül lehet a konténmentbe juttatni tűzivizet a zónatörmelék reaktortartályon belül tartásához. Ehhez a kiépített csatlakozó és a gőzfejlesztő szekunder oldalának konténmentbe leürítő szelepei állnak rendelkezésre. A reaktorban és a pihentető medencében egyidejűleg fellépő súlyos-baleseti szituációt a jelenlegi balesetkezelési útmutatók egyelőre nem kezelik. A hűtésre ugyanis mindkét esetben a lokalizációs torony vízkészletét irányozzák elő: ezt tartalmazza a reaktortartály külső hűtésére, valamint a pihentető medence vízpótlására irányuló útmutató is. Bár a fűtőelemek sérülése a két esetben eltérő időpontban következik be, a vízkészlet megosztása nyilván nem járható út. A megoldás a már említett, a gőzfejlesztő szekunder oldaláról történő betáplálás felhasználása lehet ebben az esetben. Mivel a reaktortartály elárasztásának nincs bórozott víz követelménye, ilyen esetben a konténmentbe történő betáplálást kell elsősorban a szekunder körből biztosítani. A pihentető medence vízpótlására a lokalizációs torony bórozott vízkészlete alkalmas. Az említett megoldások gyakorlati kidolgozására, az ehhez szükséges útmutatók elkészítésére javító intézkedést fogalmaztunk meg. 2.5.4.2.4

A több blokkon egyidejűleg történő súlyos baleset kezelése

A Súlyosbaleset-kezelési Útmutatók egyik alapfeltevése, hogy a balesetkezelésnél minden rendszer, akár dedikált, akár nem, felhasználható a folyamat kezelése érdekében. Az SBKU említi ikerblokki rendszerek alternatív felhasználását, ami több blokk érintettsége esetén természetesen nem alkalmazható. Azonban a dedikált balesetkezelési rendszerek erőforrásai, baleseti energiaellátása blokkonként épült ki. Emiatt a különböző blokkokon bekövetkező súlyos balesetek kezelése lényegében egymástól függetlenül történik, ezek az erőforrások minden blokkon rendelkezésre állnak, így a több blokkon egyidejűleg bekövetkező balesetek kezelése műszaki szempontból lehetséges. A több blokkon szükséges balesetkezelés ugyanakkor természetesen nagyságrendileg megnövekedett szervezési feladatot jelent, amellyel a személyzetnek meg kell birkóznia (lásd 2.6 fejezet).

2.5.4.3 Balesetkezelési elvesztése esetén

lehetőségek

a

pihentető

medence

hűtésének

A preventív balesetkezelés lehetőségeiről a 2.4.4.3 alfejezet számol be. A pihentető medence súlyos balesetének bekövetkezte utáni, következménycsökkentő balesetkezelés jelenleg nincs kidolgozva. Amennyiben a pihentető medence normál üzemi hűtésének helyreállítása, illetve a preventív balesetkezelési beavatkozások megvalósítása csak a fűtőelemek sérülése után lenne sikeres, akkor ezek hatékonyak lennének a következmények csökkentésére is. A felfúvódott és esetleg inhermetikussá vált, de még nem súlyosan sérült fűtőelemek vízzel történő elárasztása következtében a fűtőelemek ugyan tovább károsodhatnak, széteshetnek, de a radioaktív kibocsátás mérséklése szempontjából ez a lépés elkerülhetetlen. A vízbetáplálás idejére már esetleg olvadni kezdett fűtőelemek elárasztása ugyan nem feltétlenül állítja le az olvadási folyamatot, de a radioaktív kibocsátás mérséklése szempontjából mindenképpen előnyös. A sérült fűtőelemeket elárasztó hűtővíz bórsav koncentrációját lehetőség szerint magasra kell választani. A névleges 13,5 g/dm3 érték elérése mindenképpen szükséges, de nem feltétlenül elégséges. Viszont a kritikussági baleset csak speciális geometriai konfigurációkban jöhetne létre, ezek veszélye pedig nem akkora, hogy ne a radioaktív kibocsátás csökkentése kapja a magasabb prioritást a beavatkozások között, azaz a pihentető medence elárasztását a legalább 13,5 g/dm3 bórsavat tartalmazó hűtőközeggel mihelyt lehet, meg kell kezdeni.

CBFJ.docx

2011.

163. oldal / 205


Verziószám: 1

Összefoglalás

2.5.5

A paksi atomerőműben végzett súlyosbaleset-kezelési átalakítások célja, hogy egy feltételezett súlyos baleset után várható folyamatok megállíthatóak legyenek, a blokk biztonságos lehűtött állapotba kerüljön. A súlyos balesetek kezelésének stratégiája a 2. szintű PSA alapján meghatározott, a súlyos baleset bekövetkezése után fellépő, a radioaktív kibocsátás mértékét jelentősen növelő folyamatok megelőzését és/vagy azok következményeinek csökkentését célozza. A súlyosbaleset-kezelés két kulcseleme a Súlyosbaleset-kezelési Útmutatók bevezetése és az alábbi műszaki átalakítások kivitelezése: a reaktortartály külső hűtésének lehetővé tétele, hidrogénkezelés passzív autokatalitikus rekombinátorok beépítésével, pihentető medence csőtörésből adódó hűtőközeg vesztésének megakadályozása, súlyos-baleseti dízelgenerátor telepítése az SBK berendezések energiaellátásához, súlyosbaleset-kezelési mérőrendszer kiépítése. A súlyosbaleset-kezelés (SBK) bevezetésével a nagy radioaktív kibocsátás esélye jelentősen lecsökken, várhatóan nem haladja meg az új építésű blokkokra vonatkozó szigorúbb elvárásokat sem. A súlyosbaleset-kezelés blokk-független, így négy reaktortartályban egyszerre bekövetkező fűtőelem sérülés esetén is alkalmazható. A pihentető medencék és a reaktortartályban lévő fűtőelemek egyidejű sérülésének kezelésére a rendszerek rendelkezésre állnak, de az erőforrások felhasználásnak útmutatója erre az esetre még nem készült el. Ezt az útmutatót a továbbiakban ki kell dolgozni. A hosszú időre elhúzódó védekezéssel kapcsolatban egy korábban is felismert probléma fennáll. Ez pedig a konténmentnek a lassú túlnyomódása. A súlyosbaleset-kezelési átalakítások következő fázisára tervezzük az ez elleni védekezés koncepciójának kidolgozását és megvalósítását. Jelenleg két koncepció megvalósulása elképzelhető: Az egyik koncepció a szűrt leeresztés megvalósítása, amelynél a közeg egy megfelelő hatásfokú szűrőn keresztül jut a környezetbe. A szűrt leeresztés megvalósítására már műszaki javaslatok is születtek. A másik koncepció a konténment hosszú távú – esetleg külső vízbetáplálással történő – hűtésének megvalósítása. A pihentető medence súlyos balesetének bekövetkezte utáni, következménycsökkentő balesetkezelés jelenleg nincs kidolgozva. A pihentető medence normál üzemi hűtésének helyreállítására, illetve a preventív balesetkezelésre használt lehetőségeket alkalmazni lehet a következmények csökkentésére a fűtőelemek sérülésének bekövetkezte esetén is. Ezt a balesetkezelési lehetőséget egy, a 2.2.5 fejezetben ismertetett javító intézkedés teremti meg. A súlyos baleset hosszú távú, egy hét utáni folyamatainak vizsgálatát el kell végezni. Ez alapján ki kell dolgozni és meg kell valósítani a konténment lassú túlnyomódását megakadályozni hivatott rendszert (szűrt leeresztés, konténment belső hűtés). A reaktorban és a pihentető medencében egyidejűleg fellépő súlyos-baleseti szituációt balesetkezelési útmutató kidolgozásával kezelni kell.

CBFJ.docx

2011.

164. oldal / 205


Verziószám: 1

2.6. A nem uralt kulcsesemények következményeinek kezelése

telephelyi


2.6.1

A felülvizsgálat célja a telephelyi veszélyhelyzet-kezelés, illetve a súlyosbaleset-kezelési rendszer működőképességének fenntartásához szükséges erőforrások, eszközök és létesítmények, valamint az alkalmazott intézkedések megfelelőségének értékelése.


2.6.2

A felülvizsgálat során figyelembe kellett venni mindazokat a külső és belső erőforrásokat és lehetőségeket, melyekkel a bekövetkezett esemény következményei enyhíthetők vagy megszüntethetők, illetve amelyek a súlyos baleset vagy a következményei romlásának megakadályozásához szükségesek. Figyelembe kellett venni a több blokkon egy időben, vagy egymás után bekövetkező eseményeket és az ezzel egy időben létrejöhető egyéb elhárítást akadályozó körülményeket (pl. rendkívüli időjárás, területen kívüli, belüli infrastruktúra súlyos sérülése, stb.). Ezen események egymásra hatását is vizsgálni kellett.


2.6.3

A felülvizsgálat kiterjedt: a felkészültségre a veszélyhelyzetek kezelése tekintetében (személyzet, eljárásrendek, eszközök, adatok, dokumentumok, képzések és gyakorlatok, a belső és külső kommunikációs és információs rendszerek, eszközök), a telephelyen kívüli segítségnyújtás (tűzoltók, mentők, külső műszaki támogatás) igénybevételének és bevethetőségének lehetőségeire, az alkalmazott mobil eszközök bevethetőségére (elérhetőség, időigény), utánpótlási lehetőségekre (fűtőanyag, víz, élelem, stb.), a veszélyhelyzet kezelési rendszer működőképességére olyan speciális, rendkívüli helyzetekben, amikor külső környezeti hatások miatt az infrastruktúra és a kommunikáció leromlott vagy megsemmisült, a telephelyi munkakörülmények (beleértve a vezénylőtermek elérhetőségének, vagy használhatóságának nehézségeit) jelentős sugárzás/szennyeződés, vagy rombolás hatására megváltoztak, elhúzódó védekezés válik szükségessé, a telephelyi nukleárisbaleset-elhárítási rendszer működésére, az erőforrások elégségességére olyan körülmények között, amelyek több blokk, járulékos kiszolgáló létesítmények (akár a Védett Vezetési Pont) egyidejű elvesztése esetén fennállhatnak, a veszélyhelyzeti működésre több blokk elvesztése esetén, korlátozott információk alapján, közlekedési nehézségek, magas sugárzási szint és telephelyen kívüli rendkívüli nehézségek mellett, valamint a működőképességre a villamos betáplálás elvesztése esetén, beleértve a VVP elvesztésének esetét is, ilyen esetekben a döntéshozatal hatékonyságára, működőképességére, az együttműködők (tűzoltók, mentők, külső műszaki támogatás) bevonásának lehetőségeire.

2.6.4

A baleset-elhárítás tervezési alapja

A 2.6.-1. táblázat összefoglalja a balesetelhárítási tevékenység fő jellemzőit, úgymint a figyelembe vett kezdeti eseményeket, a várható fejlemények fajtáit (DBA – tervezési

CBFJ.docx

2011.

165. oldal / 205


Verziószám: 1

üzemzavar egy blokkon, SA – súlyos baleset egy blokkon, 4 DBA – tervezési üzemzavar mind a négy blokkon, 4 SA – súlyos baleset mind a négy blokkon), a balesetelhárítási feladatot és a baleset-elhárítás elvégzését zavaró legfontosabb körülményeket. 2.6-1. táblázat: Kezdeti esemény

A balesetelhárítási tevékenység fő jellemzői

Fejlemény

Feladat

Jellemző körülmény

DBA

Alapvető baleset-elhárítás

-

SA

Baleset-elhárítás

Nagy sugárzás Elhúzódás

4 DBA

Alapvető baleset-elhárítás + a villamos betáplálás helyreállítása

-

SA

Baleset-elhárítás + a villamos betáplálás helyreállítása

Nagy sugárzás Elhúzódás Hírközlés, számítógépes hálózat elvesztése

4 SA

Tervezésen túli baleset-elhárítás

Mint fent. +Elégtelen telephelyi erőforrások

4 DBA

Alapvető baleset-elhárítás + a hűtővíz ellátás helyreállítása

Időben limitált

SA

Baleset-elhárítás + a hűtővíz ellátás helyreállítása

Nagy sugárzás Elhúzódás

4 SA

Tervezésen túli baleset-elhárítás

Mint fent. + Elégtelen telephelyi erőforrások

4 DBA

Alapvető baleset-elhárítás + tűzoltás, helyreállítások

Külső erőkre korlátozottan lehet számítani (24/72 óra)

Belső ok

A villamos betáplálás tartós elvesztése

A végső hőelnyelő tartós elvesztése

Földrengés, külső események 4 SA

Tűzoltás, helyreállítások + tervezésen túli baleset-elhárítás

Külső erőkre korlátozottan lehet számítani (24/72 óra) Nagy sugárzás Elhúzódás Elégtelen telephelyi erőforrások

A paksi atomerőmű baleset-elhárításának eredeti feladata a jelentős kibocsátással járó tervezési üzemzavarok esetén szükséges veszélyhelyzeti tevékenység végrehajtása, irányítása volt. A későbbiekben ennek a tevékenységnek a körét kiterjesztettük az egyik blokkon bekövetkező súlyos balesetek elhárítására. A balesetelhárítási tevékenység lefedi a villamos betáplálás vagy a végső hőelnyelő elvesztése, illetve földrengés vagy más külső események bekövetkezése esetén szükséges telephelyi helyreállítási feladatokat. A kezdeti esemény következtében, a kezdeti eseményt rövidebb-hosszabb idővel követően egy vagy több blokkon tervezési üzemzavar, vagy egy blokkon súlyos baleset következik be, amelyek önmagukban is balesetelhárítási intézkedések végrehajtását igénylik. Mindezek a feladatok alkotják a baleset-

CBFJ.docx

2011.

166. oldal / 205


Verziószám: 1

elhárítás tervezési alapját. A tervezési alap meghatározásánál figyelembe vettük, hogy a balesetelhárítási és telephelyi helyreállítási feladatok végrehajtása során esetenként különböző zavaró tényezők is felmerülnek, úgymint: nagy intenzitású sugárzás, időbeli elhúzódás, adott idő alatti végrehajtás igénye, külső erők igénybe vételének ellehetetlenülése. Vannak olyan súlyosságú balesetek is, amelyek kívül esnek a telephelyi baleset-elhárítás tervezési alapján. Ezek a négy blokkon egy időben bekövetkező súlyos balesetek, amelyek elhárításához a baleset-elhárításban potenciálisan résztvevő, megfelelő műszaki felkészültséggel rendelkező telephelyi személyzet létszáma nem feltétlenül elégséges. Ezeknek a baleseteknek az elhárításához külső segítség is szükséges lehet, melynek biztosítása a Kormányzati Koordinációs Bizottság hatáskörébe tartozik. A külső segítségnyújtás nem jelenti az engedélyes felelősségének átruházását, a helyzet kezelése és az elhárítás koordinálása továbbra is az atomerőmű feladata. A telephelyi szervezet és az erőforrások meghatározását a telephelyi baleset-elhárítás tervezési alapjának figyelembevételével, azaz egy blokk súlyos balesetét feltételezve végeztük el. A továbbiakban először a balesetelhárítási tevékenység végrehajtásához szükséges és rendelkezésre álló erőforrásokat és azok felkészültségét, megfelelő állapotát tárgyaljuk. Ezután értékeljük a balesetelhárítási tevékenységet a tervezési alaphoz tartozó és azon túli balesetek elhárításában, végül az összefoglaló értékelés alapján javító intézkedéseket fogalmazunk meg.

2.6.5 A balesetelhárítási tevékenység végrehajtásához rendelkezésre álló erőforrások és a szervezet felkészültsége 2.6.5.1

A Balesetelhárítási Szervezet

A paksi atomerőmű a rendkívüli események vagy veszélyhelyzetek kezelésére, a bekövetkezett események következményeinek enyhítésére, illetve a helyreállítási feladatok végrehajtására Balesetelhárítási Szervezetet (BESZ) hozott létre. A BESZ létrehozásakor abból indultunk ki, hogy a szervezetnek alkalmasnak kell lennie a tervezési alapban feltételezett valamennyi esemény kezelésére. A feltételezett legkedvezőtlenebb esemény valamelyik blokk súlyos balesete. Az elhárítandó veszélyhelyzetek magukban foglalják a tervezési alaphoz tartozó külső eseményeket, a villamos betáplálás elvesztését, valamint a végső hőelnyelő elvesztését is. A felülvizsgálat ezért részben arra irányult, hogy vajon sikeres lenne-e a BESZ tervezési alapjához tartozó veszélyhelyzetek elhárítása, részben pedig annak megállapítását célozta, hogy hogyan lehetne javítani a balesetelhárítási tevékenységet a több-blokkos balesetek, valamint a tervezésen túli külső események okozta veszélyhelyzetek elhárításához. A BESZ a veszélyhelyzet kihirdetése után lép működésbe és külön szabályozott [2.6-1, 2.6-2] irányítási, vezetési mód szerint működik. A BESZ irányítását az előírások [2.6-2] szerinti váltási rendben a BESZ vezető végzi úgy, hogy egyszemélyi felelőse a veszélyhelyzetek felszámolására hozott minden intézkedésnek. A BESZ tagjait a paksi atomerőmű és a kijelölt szerződéses partnerek szakterületen dolgozó és ott megfelelő kompetenciával rendelkező munkavállalóiból választjuk ki. A BESZ tagjainak fizikai, pszichikai és szakmai követelményeknek kell megfelelniük, csak ezek teljesítése után oszthatók be a szervezetbe. A BESZ munkájába szükség esetén az atomerőmű valamennyi munkavállalója bevonható.

CBFJ.docx

2011.

167. oldal / 205


Verziószám: 1

A BESZ a tervezési alapban meghatározott egyidejű események mellett is képes a feladatok folyamatos végrehajtására, alapvetően azért, mert hosszan elnyúló beavatkozás esetén, illetve a dozimetriai körülmények súlyosságát figyelembe véve váltásokat tud alkalmazni. 2.6.5.1.1

A Balesetelhárítási Szervezet felépítése

A felülvizsgálat során ellenőriztük, hogy a BESZ felépítése mennyire alkalmas a különböző súlyosságú balesetek elhárítására. A BESZ szervezeti struktúráját a hagyományos polgári védelmi előírásoknak megfelelően alakítottuk ki, figyelembe véve az atomerőműben jelentkező speciális veszélyhelyzeti feladatokat. A különböző szervezetek létszámát úgy határoztuk meg, hogy azok jelentős személyi erőforrás tartalékot tartalmazzanak. A struktúra és létszám kialakításakor abból indultunk ki, hogy a szervezetnek alkalmasnak kell lennie a tervezési alapban feltételezett legsúlyosabb esemény elhárítására. A BESZ a 2.6.-1. ábra szerint épül fel és az alábbi szervezeteket foglalja magába: üzemviteli szervezet, rendészeti szervezet, atomerőmű tűzoltóság, híradó szervezet, egészségügyi szervezet, tájékoztató szervezet, sugárvédelmi szervezet, műszaki helyreállító szervezet, ellátó szervezet, kimenekítési szervezet, vezetési csoport, szakértői csoport, törzstámogató részleg. A súlyos balesetek kezelésére vonatkozó, a korábbi fejezetekben ismertetett fejlesztési feladatok végrehatásának eredményeképpen a szervezeti struktúrába még 2011-ben beépül a súlyos balesetek kezelését végző Műszaki Támogató Központ (MTK) szervezete.

CBFJ.docx

2011.

168. oldal / 205


2.6-1. ábra:

Verziószám: 1

BESZ felépítése és létszámadatai

A felülvizsgálat eredménye A gyakorlatok tapasztalatai alapján a jelenlegi struktúra alkalmas arra, hogy a BESZ tervezési alaphoz tartozó bármely eseményt, lényegében az egy blokkon bekövetkező súlyos balesetet hatékonyan kezelje. Több-blokkos súlyos baleset esetén a jelenlegi struktúra még több váltást figyelembe véve sem biztosítja a folyamatos tevékenységet, az elhárítási feladatokra rendelkezésre álló állomány létszáma elhúzódó időtartamú tevékenység esetén nem elegendő. Az általános elhárítási feladatokra ugyan igénybe vehetők külső humán erőforrások is (pl. egészségügyi ellátás, műszaki mentés, stb.), de a speciálisan az atomerőművi technológiákhoz kötődő szakemberek száma korlátozott. Ezen a helyzeten a szervezeti struktúra átalakítása, a rendelkezésre álló személyzet létszámának növelése javíthat. Ezekhez a változásokhoz új, eseményfüggő váltási és személyzet-biztosítási rend kidolgozása is hozzátartozik. 2.6.5.1.2 A dokumentáció

Balesetelhárítási

Szervezet

működését

szabályozó

és

támogató

A BESZ működését a vonatkozó országos és ezek alapján kialakított erőművi szabályozások határozzák meg. Átfogó Veszélyhelyzet-kezelési és Intézkedési Terv (ÁVIT) Az ÁVIT [2.6-1] a paksi atomerőmű hierarchikus szabályozási rendszerébe illesztett legmagasabb szintű szakterületi dokumentum, amely összefoglalóan rendelkezik a BESZ

CBFJ.docx

2011.

169. oldal / 205


Verziószám: 1

működésével és a felkészüléssel kapcsolatos feladatokról és követelményekről. Moduláris felépítése az általános érvényű, illetve az egyedi eseményekkel kapcsolatos specifikus információkat és előírásokat tartalmazza. Az ÁVIT az érintett hatóságokkal, szakhatóságokkal egyeztetett és általuk jóváhagyott dokumentum. Végrehajtási utasítások A BESZ feladatainak végrehajtása során a Paksi Atomerőmű Zrt. hierarchikus szabályozási rendszerébe illesztett végrehajtási utasítások [2.6-2], az ÁVIT [2.6-1], illetve az érintett szakterületek (üzemvitel, karbantartás, sugárvédelem, rendészet, stb.) szabályozásai a mértékadóak. A végrehajtási utasítások szabályozzák részletesen a végrehajtandó feladatokat, itt vannak meghatározva a felkészülési, az ellenőrzési és a konkrét veszélyhelyzet felszámolásához kapcsolódó gyakorlati feladatok. A végrehajtási utasításokat belső szakterületi és adott esetben külső együttműködői vagy hatósági egyeztetések alapján készítettük el. A felülvizsgálat eredménye Megállapítottuk, hogy a rendelkezésre álló dokumentumok, a súlyos balesetkezelést támogató dokumentumok kivételével, teljes körűen rendelkezésre állnak. A súlyos balesetkezeléssel kapcsolatos dokumentáció az SBK intézkedések keretében 2011 végére elkészül és alkalmazható lesz. 2.6.5.1.3 A balesetelhárítási eszközök a telephelyen

tevékenységhez

rendelkezésre

álló

létesítmények,

A létesítmények és eszközök ismertetésével együtt adjuk meg az értékelést és a szükséges javító intézkedéseket. A kollektív védelem létesítményei A baleset-elhárítás alapelve, hogy a beavatkozásban nem érintett személyeket a legrövidebb idő alatt kimenekítjük a telephelyről, ahogy azt alább részletezzük. Így óvóhelyi védelmet csak a beavatkozásban résztvevők részére kell biztosítani. A paksi atomerőmű három minősített óvóhellyel rendelkezik a személyzet védelmére, melyek teljes befogadó képessége 1 200 fő (450, 300, 450). Mindhárom óvóhely hatósági minősítéssel rendelkezik. Az óvóhelyek üzemeltetését külön végrehajtási utasítás [2.6-2] szabályozza. Az óvóhelyek önálló aggregátoros betáplálással, szűrő-szellőztető berendezésekkel, tartalék szűrőkészletekkel és víztárolókkal rendelkeznek. Az aggregátorok üzemanyag utánpótlás nélkül minimum 72 óráig üzemképesek. A szűrők áttörésének jelzésére jódmérő rendszer működik. Az óvóhelyek közül a Védett Vezetési Pont funkciót ellátó 450 fős óvóhely földrengés állósági minősítéssel is rendelkezik, a másik kettő nem. Az óvóhelyekre beépített berendezések egy része földrengésállóan lett telepítve. Az óvóhelyek elárasztás ellen védettek. A szivattyú rendszerek duplikáltak és aggregátoros betáplálással rendelkeznek. A rendkívüli időjárási viszonyok az óvóhelyek működését nem befolyásolják, ezek önálló fűtéssel, illetve szellőztetéssel rendelkező földalatti létesítmények. Az óvóhelyen belül a munkafeltételek rendkívüli időjárási viszonyok között is biztosíthatók.

CBFJ.docx

2011.

170. oldal / 205


Verziószám: 1

A felülvizsgálat megállapította, hogy az óvóhelyek egy és több blokk súlyos balesete esetén is alkalmasak a védelmi feladatok ellátására, a meglévő óvóhelyi kapacitás a védekezésben résztvevők számára elegendő. A földrengésállóságra nem minősített óvóhelyek minősítését el kell végezni, illetve az óvóhelyekre telepített nem földrengésálló berendezéseket meg kell erősíteni. A Tartalék Vezetési Pont (TVP) A Védett Vezetési Pont használatának akadályoztatása esetén a paksi atomerőmű rendelkezik egy korlátozott képességekkel bíró Tartalék Vezetési Ponttal, amelyet a tervezési üzemzavarok esetén szükséges veszélyhelyzeti feladatok ellátására hoztak létre. A Tartalék Vezetési Pont az atomerőműtől légvonalban 5 km-re északra, Paks településen helyezkedik el. A Tartalék Vezetési Pontnak lényegében ugyanolyan funkcionalitással és védelemmel kell rendelkeznie, mint a Védett Vezetési Pontnak. Ehhez néhány intézkedés végrehajtása szükséges. A Tartalék Vezetési Pont egyik helyisége látható a 2.6-2. ábrán.

2.6-2. ábra:

Tartalék Vezetési Pont

Az egyéni védelem eszközei A beavatkozásban részt nem vevők egyéni védőeszközei A kimenekítés során, amennyiben a kimenekítés a kibocsátás után hajtható csak végre, a kimenekítendők részére menekülő kámzsákat biztosítunk. A menekülő kámzsák korlátozott ideig (30 perc) védelmet biztosítanak a szennyező anyagok ellen. A menekülő kámzsákat a területen a gyülekezési helyek közelében helyeztük el, illetve központilag is tároljuk a raktár óvóhelyen.

CBFJ.docx

2011.

171. oldal / 205


Verziószám: 1

A létesítmény területén tartózkodók létszámának megfelelően – a maximálisan egy időben a telephelyen tartózkodók száma alapján – szükséges a tárolt menekülőkámzsák mennyiségének felülvizsgálata. A beavatkozásban résztvevők egyéni védőeszközei A beavatkozásban résztvevők részére az alábbi védőeszközöket biztosítjuk: gázálarc + jódszűrő, polgári védelmi szűrő típusú védőruha + gumicsizma + védőkesztyű + sisak, láthatósági mellény, kiegészítő védőeszközök (tyvek ruha, cipővédő, stb.), szükség esetén meleg alsó és felsőruházat, elektronikus doziméter, jódtabletta. Speciális beavatkozási igény esetén az alábbi védőeszközöket is biztosítani tudjuk a beavatkozók részére: sűrített levegős légzőkészülék, lángálló ruházat (tűzoltási tevékenységhez), szigetelő típusú védőruha. Az egyéni védőeszközök egy részét az üzemviteli munkahelyekre kihelyeztük. Itt a hozzáférés azonnal biztosított. A beavatkozásban résztvevők részére a jódtabletta biztosított. A jódtabletta a szolgálati helyeken a baleseti védőkészletekben található. Nagyobb mennyiségben a primerköri elsősegélynyújtó helyeken, az I. sz. orvosi rendelőben és a Védett Vezetési Ponton tárolunk jódtablettát. A jódtabletták elhelyezése és mennyisége megfelelő. A beavatkozásban résztvevők számára a normál üzemben is használt elektronikus doziméterekkel tervezzük a dozimetrálást biztosítani. Az eszközöket az ellenőrzött zónában kell összegyűjteni, a baleseti értékekre beállítani, majd kiszállítani a felhasználási helyekre. A felülvizsgálat megállapította, hogy a doziméterek beállítása és a kiszállítása hosszadalmas, súlyos-baleseti helyzetben nem biztos, hogy végrehajtható. Amennyiben a főépület és az egészségügyi és laborépület földrengés következtében megsérül, a doziméterek elérhetetlenné válhatnak, illetve a személyi összerendelést nem lehet végrehajtani. Fel kell készülni arra, hogy a beavatkozók részére védett helyen, azonnal elérhetően dozimétert tudjunk biztosítani. A mentesítéshez rendelkezésre álló létesítmények, eszközök A paksi atomerőmű felkészült a személyek és eszközök mentesítésének végrehajtására a telephelyen belül, illetve azon kívül. Amennyiben lehetséges, a mentesítést a szennyezett területhez legközelebb eső kijelölt és beüzemelt mentesítő helyen kell végrehajtani. Amennyiben erre nincs lehetőség, a mobil mentesítő eszközöket kell felhasználni. A mobil mentesítéshez rendelkezésre áll egy komplex mentesítő rendszer (lásd a 2.6.-3. ábrát), melyből három párhuzamosan felépíthető és működtethető mentesítő vonal üzemelhető be, szükség esetén akár különböző helyeken is.

CBFJ.docx

2011.

172. oldal / 205


2.6-3. ábra:

Verziószám: 1

Mentesítő állomások

Tűzoltásra, műszaki mentésre rendelkezésre álló eszközök A paksi atomerőmű rendelkezik Létesítményi Tűzoltósággal, amelynek feladata az első beavatkozások megtétele, illetve különböző műszaki mentési, mentesítési feladatok végrehajtása. A tűzoltóság rendelkezik a feladat végrehajtásához szükséges eszközökkel, amelyeket részben a telephelyen lévő tűzoltó laktanyában, részben (mobil műszaki mentő eszközök) a hidegszertárban tárolnak. A tűzoltóság meglévő eszközeivel alkalmas az ÁVITban [2.6-1] meghatározott feladatok végrehajtására. A tűzoltóság épületei jelenleg nem minősítettek földrengésre. Erre vonatkozóan az 1.2.1.5 fejezetben javító intézkedést fogalmaztunk meg. A tűzoltóság épületének használhatatlanná válása esetén (sugárzási viszonyok romlása, épület sérülése) az állományt a 300 fős óvóhelyre kell áttelepíteni. Itt van a tűzoltóság tartalék hírközpontja is. Szállító eszközök A paksi atomerőműben 10 vasúti személykocsiból álló szerelvény és 2 vasúti mozdony áll rendelkezésre a kimenekítés céljára. Ez alkalmas kimenekítésre és egyes balesetkezelési feladatok ellátására. További súlyos-baleseti feladatok végrehajtásához az erőmű 5 db terepjáró képességű személygépkocsival rendelkezik. Amennyiben a vasúti pálya megsérülne egy földrengés során, alternatív szállító eszközökkel kell végrehajtani a kimenekítést. Ezek külső erőforrásokból biztosítottak. Egyéb logisztikai készletek, eszközök A balesetelhárítási feladatok ellátásához egyéb logisztikai eszközök is tartoznak, amelyekről havonta frissített lista készül. Kommunikációs eszközök A baleseti helyzetben szükséges kommunikáció céljaira az alábbi alfejezetekben bemutatott alternatív lehetőségek állnak rendelkezésre. Vezetékes hírközlő rendszerek A külső és belső hírközlési összeköttetés alapját a telefon alközpontok képezik. Az alközpontok egymástól térben jól elkülönült épületekben kerültek elhelyezésre, az egyik alközpontot a Védett Vezetési Ponton telepítettük.

CBFJ.docx

2011.

173. oldal / 205


Verziószám: 1

A belső operatív hírközlés alapja a vezénylői csomópontokba telepített Digitális Diszpécser Központ, amelyhez hangosanbeszélő vonalak, telefonközpont mellékek, közvetlen vonalak csatlakoznak. A BESZ rendelkezik a külső együttműködő szervezetek felé kiépített közvetlen hírkapcsolattal is. Ezek veszélyhelyzetben biztosítják az azonnali kapcsolatfelvétel lehetőségét. A felülvizsgálat megállapította, hogy a vezetékes hírközlés nyomvonalainak nincs földrengés állósági minősítése. A vezetékes hírközlő rendszerek minimum 4 órás szünetmentes betáplálással rendelkeznek. Tartós feszültségvesztés esetén a megmaradó vonalakon az aggregátorok helyszínre szállításával és a központokra való rácsatlakozással a vezetékes hírközlés fenntartható. A kifelé menő vezetékes kapcsolatok alkalmazhatóságát korlátozhatja az országos vezetékes hálózat, vagy központok sérülése. Vezeték nélküli hírközlő rendszerek Az alkalmazott vezeték nélküli rendszerek a telephelyi baleset elhárítás irányításához, valamint a hatóságokkal, külső szervezetekkel szükséges hírközlő kapcsolatokat biztosítani tudják. Az atomerőmű területén a következő vezeték nélküli hírközlő rendszerek működnek: URH rádiórendszer, Egységes Digitális Rádiórendszer, mobiltelefon készülékek. A tervezési alaphoz tartozó baleseti helyzetekben az URH rádiórendszer az alapvető kommunikációs lehetőség az atomerőmű 30 km-s körzetében. A villamos betáplálás elvesztése után – az erősítők kiesése miatt – használata épületen belül erősen korlátozott. Az atomerőmű vezető állománya, a létesítményi tűzoltóság, a rendészet, az üzemviteli és karbantartó szervezetek, a BESZ, valamint az erre feljogosított külső együttműködő szervezetek rendelkeznek rádiókészülékekkel. A felülvizsgálat megállapította, hogy a rádiórendszer bázisállomásának szünetmentes betáplálása minimum 4 órás üzemet biztosít, illetve szükség esetén aggregátorról is megtáplálható. A rádiórendszer antennatornya nem rendelkezik földrengés állósági minősítéssel; amennyiben földrengés következtében megsérülne, a rádiók csak korlátozott hatótávolsággal (max. 1-3 km, terep- és épületviszonyoktól függően) tudnának forgalmazni. Ezek miatt meg kell vizsgálni a rádiózási feltételek biztosításának módszereit tartós feszültségvesztés és földrengés esetén. Az Egységes Digitális Rádiórendszer feladata a kapcsolattartás az együttműködő kormányzati szervezetekkel (katasztrófavédelem, rendvédelmi szervezetek, védelemigazgatás, honvédség, tűzoltóság, országos mentőszolgálat). A rendszer működőképességének biztosítása állami hatáskörbe tartozik. A BESZ állományát rajparancsnoki szintig mobiltelefonokkal láttuk el. A GSM készülékek használata súlyos-baleseti helyzetben vagy földrengés után korlátozott, de várhatóan az esemény bekövetkezésekor a riasztást még végre lehet hajtani rajta. Tartós használatukat a balesetek során nem vettük figyelembe. Riasztó és tájékoztató rendszerek A paksi atomerőmű az alábbi riasztó és tájékoztató rendszerekkel rendelkezik: Akusztikus Riasztó és Tájékoztató Rendszer, Lakossági Tájékoztató és Riasztó Rendszer, Pannon Futár rendszer,

CBFJ.docx

2011.

174. oldal / 205


Verziószám: 1

Automata Hívó és Faxoló rendszer, MARATHON Terra levelező rendszer, Kormányzati Távközlési és Informatikai Rendszer. Az Akusztikus Riasztó és Tájékoztató Rendszer vezetékes hálózaton keresztül működik, a működés alapfeltétele a hálózat épsége. A rendszer szünetmentes betáplálással rendelkezik, amely biztosítja a minimum 4 órás működést. A rendszer alapfeladata a riasztás, alapvetően a baleset első időszakában. A Lakossági Tájékoztató és Riasztó Rendszer az erőmű 30 km-es környezetében telepített riasztó és tájékoztató rendszer. A rendszer vezérlőközpontjai a VVP-on, az EIK-ban és a Tolna megyei Katasztrófavédelmi Igazgatóságnál vannak telepítve, továbbá rendelkezésre áll egy mobil vezérlő egység is. A rendszerhez 227 db telepített szirénavégződés tartozik, amelyek alkalmasak a riasztó jelek, tárolt és élőbeszéd továbbítására is. A rendszer távvezérelt üzeme addig biztosított, míg a rádiórendszer üzemel. A sziréna végpontok hálózat-függetlenek és helyi üzemmódban is üzemeltethetők, így a lakosság riasztása és tájékoztatása feszültségvesztéssel járó súlyos baleset esetén is, a külső villamos hálózat összeomlásakor is biztosítható. A Pannon Futár rendszerrel egy névsor szerint bárkit lehet riasztani. Mivel a rendszer a GSM hálózaton keresztül működik, alkalmazhatóságával legalább a baleseti helyzet kialakuló szakaszában, a kezdeti riasztásokhoz számolni lehet. Az Automata Hívó és Faxoló rendszer alkalmas a rendelkezésre álló ISDN összeköttetéseken keresztül csoportos és egyedi riasztó üzenetek, valamint csoportos faxok kiadására. A rendszerhez tartozik egy-egy a VVP-n ill. az EIK-ban telepített riasztó terminál. A rendszer alkalmazhatósága azonos azzal, mint amit vezetékes rendszereknél megállapítottunk. Az Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszerben (ONER) az írott formában történő információ továbbítás elsődleges kommunikációs eszköze a MARATHON rendszer. Ez a levelező rendszer alkalmas az elektronikus levelek és adatok továbbítására a rendszerben engedéllyel rendelkező külső szervezetek felé. A kapcsolattartásra kijelölt végpontok az atomerőműnél az EIK, a VVP, és a TVP. A rendszer alkalmazhatósága azonos azzal, mint amit vezetékes rendszereknél megállapítottunk. A KTIR zártcélú kormányzati levelező rendszer elektronikus levelek és adatok továbbítására szolgál külső szervezetek felé. A kapcsolattartásra kijelölt végpont az atomerőműnél a VVP. A fenti kommunikációs rendszerek igen érzékenyek a földrengésekre és a tartós feszültség kimaradásokra. Ezen problémák kezelésére javító intézkedést irányoztunk elő. A folyamatos kommunikáció végső eszköze a hírvivős kommunikáció. Informatikai rendszerek A baleset-elhárításhoz informatikai eszközöket is igénybe kell venni, amelyek az erőművi blokkok technológiai állapotára, a sugárvédelmi helyzetre vonatkozóan továbbítanak adatokat, illetve általános (pl. belső informatikai tájékoztatás, dokumentációk elérése, stb.) célokat szolgálnak. A technológiai és az irodai számítástechnikai hálózat optikai hálózaton keresztül jut el a VVPbe. A hálózatok teljesen függetlenek és külön kábeleken futnak. A hálózati nyomvonalak a súlyos-baleseti mérőrendszer esetében földrengésállóak. A technológiai számítógép hálózat tartalék útvonalaként rendelkezésre áll egy – normál esetben kikapcsolt állapotban lévő – kettős redundanciával megvalósított, földrengésálló mikrohullámú összeköttetés a VVP és az I-II kiépítés között.

CBFJ.docx

2011.

175. oldal / 205


Verziószám: 1

Az irodai számítástechnikai hálózat elemei nem rendelkeznek szünetmentes betáplálással, ezért feszültség kimaradás esetén a hálózat nem használható. A Tartalék Vezetési Ponton a technológiai számítógép hálózathoz a hozzáférés csak webfelületen lehetséges, de ez elégséges a balesetelhárítási intézkedések megalapozásához. Tükör tároló számítógép létesítése szükséges arra az esetre, ha az optikai hálózat megsérül. Így biztosítható a dokumentációk, személyi adatok megadott körére nézve az utolsó tükrözött állapothoz való hozzáférés a BESZ számára.

2.6.5.2

A telephelyen kívüli erők, eszközök

A hatályos jogszabályok alapján a telephelyen a bekövetkezett esemény felszámolásáért, a következmények enyhítéséért és a tevékenységek irányításáért az engedélyes, azaz a Paksi Atomerőmű Zrt. a felelős. A telephelyen kívüli hatások kezelése és a felszámolás irányítása az országos hatáskörű szervezetek feladata. Nukleáris veszélyhelyzet kihirdetése esetén működésbe lép az Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer (ONER), melynek feladata minden olyan tevékenység irányítása, szervezése, mely a kárfelszámolásra, illetve a bekövetkezett esemény hatásainak enyhítésére irányul. Amennyiben a Paksi Atomerőmű Zrt. lehetőségeit meghaladja a bekövetkezett esemény kezelése, az ONER-től tud segítséget kérni, illetve erőforrásokat igényelni. A telephelyen belüli elhárítási feladatok irányítása és koordinálása akkor is az atomerőmű irányítási hatáskörében marad, ha külső erőket vonnak be a feladatok végrehajtásába. 2.6.5.2.1

Az Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer

A „167/2010. (V. 11.) Korm. rendelet az országos nukleárisbaleset-elhárítási rendszerről” szabályozza az ONER feladat és hatáskörét. A nukleárisbaleset-elhárítási feladatokat részletesen az Országos Balesetelhárítási és Intézkedési Terv (OBEIT) [2.6-3], valamint a hozzá kapcsolódó útmutatók tartalmazzák. Az ONER feladata az atomenergia békés célokra való felhasználása során bekövetkező radiológiai, nukleáris események elhárítására való felkészülés, a bekövetkezett esemény következményeinek csökkentése, megszüntetése. Az ONER az érintett központi, ágazati, területi és helyi szintű szervek és szervezetek összessége. Az ONER irányításával kapcsolatos feladatokat a Kormányzati Koordinációs Bizottság (KKB) látja el. A biztonságot kedvezőtlenül befolyásoló és a lakosság nem tervezett sugárterhelését előidéző esemény következtében a nukleárisbaleset-elhárítási veszélyhelyzet kihirdetésére vagy annak megszüntetésére a KKB elnöke tesz javaslatot a Kormány számára. A KKB a nukleáris létesítményen kívüli intézkedések megtétele mellett a Nukleáris Védekezési Munkabizottság javaslatára a nukleáris balesetet szenvedett hazai létesítményen belül is elrendelheti az ONER működtetésében részt vevő szervek bevonását. Több megye területét érintő, a lakosság nem tervezett sugárterhelését előidéző esemény elhárításának ágazaton belüli összehangolása és irányítása az ONER működtetésében résztvevő ágazati szervek feladata. A területi nukleárisbaleset-elhárítási rendszer irányítási, működési rendjét a megyei védelmi bizottság állapítja meg. 2.6.5.2.2

A baleset-elhárításba bevonható külső erőforrások, eszközök

Az elhárításhoz szükséges külső megsegítő erők bevonását a kezdeti eseményhez tartozó végrehajtási utasítások szabályozzák. A BESZ vezető szükség esetén további erőket igényelhet az elhárításhoz. Azoknál az eseményeknél, melyekre forgatókönyvet nem dolgoztak ki, a BESZ

CBFJ.docx

2011.

176. oldal / 205


Verziószám: 1

vezető saját hatáskörben határozza meg az elhárításhoz szükséges külső megsegítő erők körét, és ennek megfelelően kezdeményezi azok bevonását. Amennyiben az atomerőmű a helyzetet önállóan nem képes kezelni, az országos veszélyhelyzet kezelést irányító szervezet vezetője megsegítő erőket küld a veszélyhelyzet felszámolásának végrehajtásához. Mivel a telephelyen beavatkozó külső erők egy része nem rendelkezik megfelelő helyismerettel, ezért minden esetben a helyszínt jól ismerő atomerőműves munkavállalót kell melléjük rendelni. A telephelyen a beavatkozásban résztvevők részére az atomerőműnek kell a dózismérőket és az egyéni védőeszközöket biztosítani, amennyiben nem rendelkeznek vele. Az atomerőművön kívüli erőforrások bevonásának gyakorlati kérdéseiről (pl. ezek hatékony mozgósításáról) a PA Zrt. együttműködési megállapodásokat kötött. A megállapodások meghatározzák [2.6-4] a felkészülési időszak és a beavatkozás feladatait, az együttműködés rendjét. A megállapodások nem befolyásolják a jogszabályban meghatározott feladatokat, jogköröket és kötelességeket. Az igénybe vehető emberi erőforrások A külső erők bevonása tűzoltásba, műszaki mentésbe a bekövetkezett esemény súlyosságától függően történik meg a parancsnok döntése alapján. A külső erők mozgósítása a Riasztási és Segítségnyújtási Terv (RST) alapján történik. A megsegítő erők beérkezési ideje függ a kiértesítés idejétől, a tűzoltó laktanyák erőműtől való távolságától és a közlekedést befolyásoló tényezőktől. A rendészeti feladatok ellátásában a BESZ Rendészeti szervezet szükség szerint együttműködik a rendőrséggel és más, a rendfenntartásban érintett külső szervezetekkel. A szükséges erők a riasztástól számított 1 órán belül rendelkezésre állnak. A nukleárisbaleset-elhárításba nemzeti szinten bevonhatók a katasztrófavédelem, a honvédség, a polgári védelmi szolgálati kötelezettség alapján kijelölt szervezeteinek állománya, valamint az önkéntes mentőszervezetek. A szervezetek készenlétbe helyezésének időnormáit az OBEIT tartalmazza. Az igénybe vehető eszközök A mobil eszközök felmérése a felülvizsgálat során megtörtént. A részletes elérhetőségi adatokat az Országos Katasztrófavédelmi Főigazgatóság felmérése [2.6-5] tartalmazza. A beszerzett adatok alapvetően az elérhető aggregátorok, szivattyúk és üzemanyag szállító járművek teljesítményére, darabszámára, elérhetőségi helyére és bevethetőségi idejére (szállítható állapotba helyezés, szállítás, üzembe helyezés) vonatkoznak. A felhasználható tartalékok meghatározására irányuló felmérésből kizártuk azokat a szervezeteket, amelyeknek közvetlen feladata lehet a nukleárisbaleset-elhárításban. Összesen 253 darab, különböző típusú és elérhetőségi idejű, 15 kW feletti teljesítményű aggregátorral lehet számolni. A szivattyúk közül csak a 40 m3/h feletti teljesítményű szivattyúkat mértük fel, mivel ekkora teljesítmény szükséges a gőzfejlesztőkön keresztüli hőelvonáshoz [2.6-6]. A bevetés tervezésénél figyelembe kell venni, hogy a szivattyúk egy része robbanómotoros, más részükhöz viszont elektromos betáplálás szükséges. Összesen 1 210 darab különböző típusú és elérhetőségi idejű szivattyúval lehet számolni, ami rendkívül nagy tartalékot jelent. A mobil aggregátorok teljesítményüknek megfelelően vontathatók vagy hordozhatók, a szivattyúk szállítása gépjárműveken történhet. Az aggregátorok szállításához, vontatásához az országos hatáskörű katasztrófavédelmi szervezetek jelölik ki a gépjárműveket. Az eszközök

CBFJ.docx

2011.

177. oldal / 205


Verziószám: 1

szállítása légi úton is megvalósítható a Magyar Honvédség szállító helikoptereivel, de a légi szállításhoz módosítani kell az erőmű körüli repülési tilalom feloldásának szabályait. A felülvizsgálat rámutatott, hogy a kívülről érkezett aggregátorok technológiához történő csatlakoztatását előre át kell gondolni, a szükséges kábelekről előzetesen kell gondoskodni ugyanúgy, mint az erőmű tartalék aggregátorai esetében. A szivattyúk technológiához történő csatlakoztatására szolgáló átmeneti csatlakozókat meg kell tervezni és a szükséges átmeneteket be kell szerezni vagy le kell gyártani. Anyagutánpótlás Anyagutánpótlásra, a készletek feltöltésére elhúzódó védekezés esetén léphet fel igény. Mivel a készleteket a 24/72 órás szabály figyelembevételével határoztuk meg, az anyagutánpótláshoz szükséges szállítási útvonalakat időben felszabadítottnak lehet tekinteni. Az üzemanyag szállításhoz tartálykocsik, vontatható utánfutók és kisméretű tartályok állnak rendelkezésre. A tartályok benzin vagy gázolaj szállítására egyaránt alkalmasak. A víz és élelmiszer ellátást, illetve a készletek pótlását a baleset által nem érintett területekről az országos hatáskörű katasztrófavédelmi szervezetek biztosítják a BESZ által megadott igények alapján. A telephely megközelítéséhez szükséges gépjárművek biztosítása az országos hatáskörű katasztrófavédelmi szervezetek feladata.

2.6.5.3 2.6.5.3.1

A balesetelhárítási felkészülés rendszere A Balesetelhárítási Szervezet képzése

A veszély-elhárítási feladatokat ellátó személyzet, a létesítményi tűzoltók, az egészségügyi szervezet és a rendészeti szervezet számára rendszeres oktatást és gyakorlati kiképzést tartunk. A veszély-elhárítási tevékenységben részt nem vevőket alap és éves szinten tartó általános balesetelhárítási oktatásban részesítjük. A felülvizsgálat eredményeinek alapján egy olyan szoftver alapú szimulátort kell létrehozni, amely lehetővé teszi a súlyos-baleset kezelés egyes fázisainak, főképpen a BESZ keretében működő Műszaki Támogató Központban végzett tevékenységeknek a begyakorlását, szinten tartó képzését. 2.6.5.3.2

A Balesetelhárítási Szervezet gyakoroltatása

A BESZ működésének gyakorlására és ellenőrzésére gyakorlatokat tartunk. A gyakorlatozás célja lehet a feladatok módszertani begyakoroltatása, illetve a feladatok normaidejének és a végrehajtás minőségének ellenőrzése. A gyakorlatok a kitűzött célok függvényében különböző típusúak lehetnek (begyakorló gyakorlat, ellenőrző gyakorlat, komplex (teljes körű) gyakorlat valós terepi feladatok végrehajtásával, törzsvezetési gyakorlat). A gyakorlatok lehetnek előre bejelentettek és váratlanul elrendeltek. A 2.6-4. ábra egy gyakorlat közben mutatja a Védett Vezetési Pontot.

CBFJ.docx

2011.

178. oldal / 205


2.6-4. ábra:

Verziószám: 1

Gyakorlat a Védett Vezetési Ponton

Minden gyakorlat végrehajtására levezetési és értékelési tervet kell készíteni. A gyakorlatok értékelését a levezetési és értékelési tervben előre meghatározott szempontok szerint kell elvégezni. A gyakorlat értékelése alapján a nem megfelelősségek, hiányosságok felszámolására intézkedési terv készül, amelynek végrehajtását nyomon követjük. A felülvizsgálat megállapította, hogy a képzési és gyakoroltatási rendszer jól kidolgozott. 2.6.5.3.3

A külső együttműködők felkészítése a balesetelhárítási tevékenységre

A beavatkozásban résztvevő külső szervezeteket rendszeresen bevonjuk a gyakorlatok előkészítésébe. Részükre elméleti oktatást, illetve helyszíni bejárásokat tartunk, a létesítmény és a feladatok minél jobb megismerése érdekében. A felülvizsgálat során megállapítottuk, hogy az együttműködés a külső szervezetekkel jól szabályozott, a felkészítés megfelelő színvonalú.

2.6.6

A balesetelhárítási tevékenység végrehajtásának értékelése

A balesetelhárítási tevékenység felülvizsgálata részben a baleset-elhárítás tervezési alapjához tartozó, részben pedig az azon túlra eső tevékenységekre terjedt ki.

2.6.6.1 Balesetelhárítási veszélyhelyzetben

tevékenység

üzemzavarból

származó

A BESZ veszélyhelyzet kezelés feladatait a tevékenységbe bevonható erőforrások szempontjából alapvetően két részre lehet osztani. Az első időszakban az operatív személyzet a rendelkezésre álló rendszerekkel az érvényes eljárások és kezelési utasítások alapján megkezdi a bekövetkezett veszélyhelyzet kezelését, különös figyelemmel a következmények megelőzésére, enyhítésére. A BESZ működésbe lépése után, a második időszakban, a BESZ − magába integrálva az operatív szervezetet − végzi a telephelyi veszélyhelyzet kezelési

CBFJ.docx

2011.

179. oldal / 205


Verziószám: 1

feladatokat, különös figyelemmel a telephelyen kívüli következmények csökkentésére irányuló feladatokra. 2.6.6.1.1

A BESZ működésbe lépése, riasztási idők, felelősségek

A BESZ a veszélyhelyzet kinyilvánítása után lép működésbe és egy sajátos irányítási, vezetési mód szerint működik. A BESZ működési állapotai a tervezési alaphoz tartozó baleseti folyamatok során teljes mértékben lefedik a veszélyhelyzet kialakulásától a károk felszámolásáig, a helyreállításig tartó időszakot: Készenléti Működési Állapotban a Balesetelhárítási Szervezetet csak külön döntés alapján, részlegesen helyezik működésbe. Veszélyhelyzeti Működési Állapotban a Balesetelhárítási Szervezetet minden esetben részlegesen, vagy teljesen működésbe helyezik. Helyreállítási Működési Állapotban a Balesetelhárítási Szervezet részlegesen aktivizálva működik. A helyreállítási tevékenységre az adott helyzetnek megfelelően készítik el a helyreállítási tervet, mely részletesen tartalmazza a végrehajtandó feladatokat. A BESZ részleges, vagy teljes riasztását, berendelését és készenlétbe helyezését veszélyhelyzet, vagy annak potenciális lehetősége esetén és polgári védelmi feladat elrendelésekor hajtjuk végre. A feladatokat úgy szerveztük meg és úgy gyakoroltattuk be, hogy azok minden esetben (munkaidő alatt és munkaidőn túl) biztosítsák a meghatározott normaidőn belül a megalakítási helyre történő beérkezést és a feladat végrehajtás megkezdését. A BESZ szervezetei számára különböző készenlétbe helyezési időket írtunk elő: Folyamatos készenlétet lát el az üzemviteli személyzet, a Létesítményi Tűzoltóság, a Fegyveres Biztonsági Őrség és a Rendészeti szolgálat. A készenlétet adó állománynak 1 órán belül be kell érkeznie megalakítási helyére. Hétvégén 2 órás készenlétben van a mobil környezetellenőrző mérő kocsi. Az 5 órás készenlétű szervezetek nem adnak ügyeletet, ezért munkára való képességük és várható beérkezésük bizonytalan. A megtartott riasztási gyakorlatok alapján feltételezhető, hogy a nem készenlétben lévő riasztottak 40%-a fog beérkezni. A BESZ létszámát ennek figyelembevételével határoztuk meg. Esetleges közlekedési problémák esetén (földrengés) a BESZ állomány összegyűjtése és beszállítása az üzemi területre, illetve a váltások beszállítása a lezárt területre nem minden esetben biztosítható. A BESZ riasztása három fázisban történik meg, ahogyan azt a 2.6-5. ábra mutatja.

CBFJ.docx

2011.

180. oldal / 205


Verziószám: 1

RIASZTÁST VÉGREHAJTÓ SZEMÉLYZET

VEZÉRIGAZGATÓ VEZIG. HELYETTES

VEZETŐI ÜGYELETES

BESZ VEZETŐ

BESZ KIJELÖLT KÉSZENLÉTEI

LÉT. TŰZOLTÓSÁG ÜGY. PARANCSNOK

LÉT. TŰZOLTÓSÁG SZOLG. PARANCSNOK

RENDÉSZETI SZERVEZET VEZ.

FBŐ VÁLTÁSPARANCSNOK

RENDÉSZETI SZERVEZET

HÍRADÓ SZERVEZET

ELLÁTÓ SZERVEZET

HELYREÁLLÍTÓ SZERVEZET

VEZETÉSI CSOPORT

SZAKÉRTŐI CSOPORT

SUGÁRVÉDELMI SZERVEZET

KÜLSŐ SZERVEZETEK

TELEFONKÖZPONT KEZELŐ

RBV ÉRT. RÉSZLEG

EÜ. SZERVEZET

TÖRZS. TÁM. RÉSZLEG

KIMENEKÍTÉSI SZERVEZET

Jelölések: 1. kiértesítési fázis 2. kiértesítési fázis 3. kiértesítési fázis 2.6-5. ábra: 2.6.6.1.2

A BESZ riasztási sémája

A tervezési üzemzavarok kezelése

A tervezési üzemzavarok egy része során is radioaktív kibocsátással kell számolni. Bár ezek a kibocsátások jóval a határértékek alatt maradnak, a BESZ feladata a szükséges óvóintézkedések megtétele, valamint az ilyen helyzetekre vonatkozó kommunikációs feladatok ellátása. A korábbi fejezetekből látható, hogy e veszélyhelyzetek kezelésére a BESZ felkészült, megfelelő humán és anyagi erőforrásokkal, balesetelhárítási tervekkel rendelkezik. A veszélyhelyzetek során a BESZ feladata a dózistervezés és a sugárdózisok csökkentésére szolgáló intézkedések végrehajtása, valamint a tűzoltásban és egyes műszaki feladatok végrehajtásában való részvétel. 2.6.6.1.3

Dózistervezés és a dózisok csökkentését szolgáló lehetőségek

A baleset-elhárítás során a technológiai helyzet stabilizálása és a radioaktív kibocsátások csökkentése párhuzamos feladatok. A BESZ számára lényeges, hogy távmérő rendszerek monitorozzák a kibocsátást, és lehetséges legyen a mintavételi ellenőrzés. Tervezési üzemzavarok esetén a légnemű kibocsátások főképp a kéményeken keresztül történnek, amelyekben távmérő- és mintavevő rendszer üzemel. Súlyos-baleseti helyzetben a

CBFJ.docx

2011.

181. oldal / 205


Verziószám: 1

kibocsátások esetleg nem az ellenőrzött útvonalakon történnek, ezért a BESZ-nek esetenként becslésekre kell támaszkodnia. A folyékony kibocsátások monitorozását telepített automatikus mintavevők és távmérő rendszerek végzik amíg azok működőképesek, utána helyszíni mintavételezéssel, vagy becsléssel lehet az értékeket meghatározni. A radioaktív kibocsátások becslésére rendelkezésünkre állnak olyan baleseti elemzések, melyek számba veszik a legvalószínűbb üzemzavari és baleseti helyzeteket és az ilyenkor kibocsátott radioaktív anyagok mennyiségének és összetételének becsült értékét [2.6-7]. Az erőműben alkalmazott terjedésszámító szoftver a technológiai, a meteorológiai és a sugárzási helyzetre vonatkozó környezeti mérésekből elérhető információ alapján alkalmas az esemény következtében kialakuló kibocsátási forrástag, valamint a telephelyen és az erőmű 30 km-es sugarú körén belül várható dózisok becslésére. A beavatkozásban résztvevők dózistervezéséhez a sugárzási helyzet ismeretében minden szükséges információval és eszközzel rendelkezünk. Az ÁVIT [2.6-1] útmutatást ad a baleset utáni munkálatokban résztvevők dózistervezéséhez a maximálisan elszenvedhető dózisok rögzítésével. A BESZ a dózistervezés alapján határozza meg a baleset-elhárítás különböző feladataiban résztvevő személyzet váltási rendjét, utasításait. Amennyiben a dózistervezés alapján szükséges, további személyzetet kell a telephelyre hozni (erre főképp elhúzódó veszélyhelyzet esetén lehet szükség). 2.6.6.1.4

Tűzoltás, részvétel egyes műszaki feladatok ellátásában

A villamos betáplálás és/vagy a hűtővíz elvesztése, károkat okozó külső események esetén a BESZ-nek további feladatai vannak, amelyekkel a 2.6.6.3 alfejezetben foglalkozunk. Ha a helyreállítás időben megtörténik, akkor a blokkokon nem alakul ki súlyos baleset. Ha a külső hatások extrém nagyok, illetve a villamos betáplálás és/vagy a biztonsági hűtővíz elvesztése túlzottan hosszú ideig tart, akkor súlyos balesettel kell számolni egy vagy több blokkon. 2.6.6.1.5

A váltások biztosítása elhúzódó veszélyhelyzet kezelésekor

Elhúzódó veszélyhelyzet során a BESZ feladata a váltások és a logisztikai feladatok biztosítása, valamint a beosztott állomány pihentetése és étkeztetése. A kialakult helyzet függvényében az operatív személyzet kiegészítésére, illetve váltására a BESZ vezető intézkedik. A pihentetés a 300 fős, illetve a 450 fős kettős rendeltetésű óvóhelyen történik. Hosszú távú tevékenységnél az élelmiszer és ivóvíz ellátás külső segítség igénybevételével történik. A hosszabb ideig (több nap, hét, hónap) elhúzódó baleset-elhárítás esetén a BESZ rendelkezik az operatív személyzet elégséges létszámának biztosításáról. Radioaktív kibocsátás, illetőleg korlátozott munkakörülmények esetén a szükséges operatív üzemviteli létszám felmérését is ebbe a tevékenységbe kell érteni, azaz meg kell határozni a minimálisan és elengedhetetlenül szükséges létszámot és ennek ismeretében kell a váltásokat megszervezni. Baleseti helyzetben az üzemviteli személyzet előre elkészített műszakbeosztása helyett az adott körülmények határozzák meg a rendelkezésre álló személyzet összetételét. A BESZ a hatósági előírások és a nemzetközi ajánlások alapján a kulcspozíciókban készenléti, helyettesítési és váltásszervezési megoldásokat alkalmaz a beosztások biztosítására. Szükség esetén önkéntesek is bevonhatók, illetve a vonatkozó jogszabályok szerint minden saját munkavállaló beosztható balesetelhárítási feladatokra. Természeti katasztrófák bekövetkezése, vagy extrém természeti jelenségek egyidejű fellépése nagymértékben megnehezítheti az erőmű vagy egyes települések elérhetőségét. Ez a váltások

CBFJ.docx

2011.

182. oldal / 205


Verziószám: 1

végrehajtását időlegesen ellehetetlenítheti. Az egyes utak járhatóságának biztosításában a katasztrófavédelmi szervezetek nyújtanak segítséget. Közúti közlekedés ellehetetlenülése esetére a Duna, mint stabil vízi út is figyelembe vehető.

2.6.6.2 2.6.6.2.1

A BESZ működése egy blokk súlyos balesetének kezelése során A BESZ és a súlyos baleset kezelése

A súlyos balesetek kezelését a jelentés 2.5 alfejezete mutatja be, itt néhány, a BESZ működését közvetlenül befolyásoló kérdéssel foglalkozunk. Az üzemviteli személyzet tevékenységét mind normál üzem, mind üzemzavar esetén a kezelési utasítások előírásai alapján végzi. Az operatív irányítás első számú vezetője az ügyeletes mérnök. Súlyos üzemzavar, baleset esetén a BESZ felállása után az operatív irányítás ezen struktúrája továbbra is fennmarad, mindaddig, amíg nincs szükség a Súlyos Balesetkezelési Útmutatók (SBKU) alkalmazására. Az SBK utasítások végrehajtása esetén az adott blokki személyzet operatív irányítását a BESZ Műszaki Támogató Központ (MTK) szervezete veszi át az ügyeletes mérnöktől. Ilyenkor a személyzet tevékenységét célzott utasítások alapján végzi, amelyeket a VVP-n működő MTK közöl közvetlenül a blokkvezénylővel. A helyszínen, vagy más vezénylőben végzendő tevékenységeket a blokkügyeletes, vagy az operátorok közlik az érintett személyzettel. Az MTK és a Blokkvezénylő között a telefonhálózat, a Blokkvezénylő és a helyszíni személyzet között pedig az URH rádiórendszer az elsődlegesen használatos kommunikációs eszköz. A tervezési alaphoz tartozó esetekben a megfelelő kommunikáció biztosításához 4 órán belül aggregátoros áramellátást kell megvalósítani. Az egy blokk balesete során meg nem sérült másik három blokk további üzemeltetésének szabályait végrehajtási utasítás rögzíti. A nem sérült blokkok üzemének irányítását továbbra is az ügyeletes mérnök végzi. Az üzemviteli személyzet tevékenységét természetesen befolyásolja a szomszédos blokk üzemzavari/baleseti állapota, alapvetően a munkakörülmények romlásával, a berendezések, helyiségek kiszolgálhatóságának akadályozásával. Az emiatt szükséges intézkedéseket az aktuális helyzet ismeretében lehet meghatározni. A BESZ a kialakult helyzet függvényében rendelkezhet arról, hogy a személyzetet az egyes blokkok között átcsoportosítja, így biztosítva elegendő erőforrást a baleset hatásainak mérséklésére. 2.6.6.2.2

A baleseti helyzet kezelésének specifikumai jelentős sugárzási szint esetén

A tervezési adatokat figyelembe véve az SBK kijelölt értékelői és irányítói létesítményei (vezénylők, VVP) felkészítettek a különleges feltételekre. A beavatkozók részére megfelelő egyéni és kollektív védőeszközök állnak rendelkezésre a sugárvédelmi helyzet romlása és az oxigénhiányos környezetben történő munkavégzés esetére. A szükséges cserék a raktárakból biztosíthatók. A helyszíni kárelhárítási munkákat adott esetben nehéz körülmények közepette lehet csak végezni, így elsődleges szempont a káros egészségügyi hatások minimálisra szorítása. Azoknak a helyiségeknek a megközelítési útvonalait, amelyekben munkavégzés szükséges, a BESZ az ott uralkodó állapotok alapján határozza meg és ezeket a rendelkezésre álló kommunikációs csatornákon keresztül a személyzet tudomására hozza. A blokkvezénylő használhatatlansága esetén a személyzet rendelkezésére áll a tartalékvezénylő, ahol a beavatkozási lehetőségek biztosítják a blokk leállításához és hűtve tartásához szükséges műveletek végrehajthatóságát. Ha mindkét vezénylő használhatatlanná válik, a vezénylői személyzet átvonul egy olyan helyre, ahonnan mind az MTK-val, mind a

CBFJ.docx

2011.

183. oldal / 205


Verziószám: 1

helyszíni személyzettel tud kommunikálni. Ebben az esetben azonban csak olyan korlátozott beavatkozásokra kerülhet sor, melyeket a helyszínen végre lehet hajtani. A baleset kezelését a továbbiakban az MTK-nak és a BESZ-nek ehhez kell igazítania. Az operatív személyzet súlyos üzemzavar, vagy baleset kezelésekor mindaddig a szolgálati helyén marad, ameddig ez ésszerűen biztosítható. A munkakörülmények súlyos romlása esetén a BESZ dönt a szolgálati helyek elhagyásáról, és a huzamosabb tartózkodást lehetővé tevő hely kijelöléséről (pl. az óvóhelyre való kivonulásról), esetleg az operatív terület és más területek teljes elhagyásáról. Ezután csak a szükséges beavatkozások végrehajtása érdekében, a művelet idejére kell/lehet visszamenni a lezárt területre. A személyzet sugárterhelésének csökkentése érdekében a szennyezett területen belül, vagy a magas dózisteljesítményű területeken a beavatkozási területek megközelítését megfelelő árnyékolási tényezővel rendelkező gépjárművekkel kell megoldani. A súlyos baleset során az erőműben jelentős mennyiségű radioaktív hulladék keletkezhet. A felülvizsgálat megállapította, hogy az erőmű súlyos-baleseti helyzetben nincs teljes körűen felkészülve a nagy mennyiségben keletkező folyékony radioaktív hulladékok kezelésére.

2.6.6.3

Súlyos telephelyi helyzetek kezelése

Az alábbiakban részletesebben tárgyaljuk a következő súlyos telephelyi helyzetek kezelésének lehetőségeit: a villamos betáplálás és/vagy mérések elvesztése, a végső hőelnyelő elvesztése, földrengés, extrém időjárási viszonyok. 2.6.6.3.1 A baleseti helyzet kezelésének specifikumai a villamos betáplálás és/vagy mérések elvesztése esetén A villamos betáplálás elvesztése erősen csökkenti a kommunikációs lehetőségeket, ahogy azt a 2.6.5.1.3 pontban már bemutattuk. A helyszíni világítás csak az akkumulátor telepek lemerüléséig (kb. 4 óra) biztosított. Ha az akkumulátorok lemerüléséig nem sikerül a betáplálás helyreállítása, akkor a helyiségek világítása megszűnik és a technológia állapotáról csak korlátozott (az SBK műszerezettsége alapján hozzáférhető) információ lesz elérhető. Ha a dozimetriai mérések rendelkezésre állnak, akkor azok egyrészt felhasználhatók a helyzet értékelésére olyan helyzetben, amikor a többi információ (hőmérséklet, nyomás, szint, stb.) elveszett, másrészt a BESZ-nek a munkája aktuális tervezéséhez szüksége van a dozimetriai helyzetre vonatkozó információra. A BESZ felkészült dozimetriai mérések ideiglenes telepítésére az udvartéren és a szükséges további helyeken. A villamos betáplálás elvesztése esetén a súlyos-baleseti mérőrendszer üzemeltetéséhez és a reaktorakna elárasztásához szükséges armatúrák működtetéséhez nélkülözhetetlen hálózati betáplálást az SBK dízelgenerátorok biztosítják. A BESZ feladata az aggregátorok csatlakoztatása a súlyos balesetet szenvedett blokk(ok)ra. 2.6.6.3.2

A baleseti helyzet kezelése a végső hőelnyelő elvesztése esetén

A végső hőelnyelő elvesztéséből kiinduló súlyos-baleseti helyzetben a BESZ feladata a gőzfejlesztők tápvíz ellátásának biztosítása a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer külső forrásból történő megtáplálásával. Ezt a feladatot a BESZ a felülvizsgálat során gyakorolta: mindkét kiépítésen, falon kívüli betáplálási pont található, és a létesítményi tűzoltóság a

CBFJ.docx

2011.

184. oldal / 205


Verziószám: 1

Dunáról mobil szivattyúkkal kiépítette ezekhez a közel 1 km-es vízbetáplálási útvonalat. Megállapítottuk, hogy megfelelő vízmennyiség és nyomás a táplálási csonknál rendelkezésre áll (60 t/h, min. 3,5 bar). A tápvonal kiépítése 14 fővel 40 perc alatt történt meg. Éles esetben a tápvonal kiépítéséhez a próba során használt eszközök egyéb tűzoltási feladathoz is szükségesek, így nem feltétlenül állnak rendelkezésre, ezek beszerzése így szükséges. 2.6.6.3.3

A baleseti helyzet kezelésének specifikumai extrém külső hatások esetén

Az extrém külső hatások közül a legjelentősebb a földrengés hatása. Azokat a földrengéseket, amelyek nem érik el a biztonsági földrengés szintjét, a blokkok jelentősebb radioaktív kibocsátás nélkül fogják elviselni. Ugyanakkor a földrengés következtében a telephelyen jelentős károk, tüzek, stb. keletkezhetnek és a blokkok földrengésre nem megerősített konvencionális részei is károsodhatnak. A földrengés hatása a BESZ tevékenységére Egy földrengés jelentősen befolyásolja azokat a körülményeket, feltételeket, amelyek között a baleset-kezelési rendszernek működnie kell. A telephelyen bekövetkező személyi és anyagi veszteségek a BESZ állományára, eszközeire és eszközeinek bevethetőségére (elsősorban a szállításra) hatással lennének. A rendkívüli környezeti hatások nem csak fizikailag korlátozzák a BESZ működőképességét, de hatnak a BESZ-ben tevékenykedők cselekvőképességére a pszichés hatások és a hozzátartozók iránti aggodalom miatt. Problémát jelenthet az egészségügyi és laborépület elvesztése a földrengés következtében, amely nem zárható ki teljesen. Elveszhetnek a személyi doziméterek, megnehezedik a védőruhába való átöltözés is. A BESZ teendői földrengés esetén A telephelyen a nem földrengésálló épületek súlyosan sérülhetnek, ilyen épületek viszont általában távol helyezkednek el a főépülettől. Az ezekről az épületekről lehulló, vagy az épületek összeomlásából származó törmelék eltorlaszolhatja a közlekedési útvonalakat, megnehezítve a mentési feladatokat. Munkaidőben bekövetkező, súlyos hatásokkal járó földrengés esetén az irodaépületekben és más munkahelyeken jelentős számú sérültre kell számítani. Az elsődleges életmentés végrehajtása és a sérültek felkutatása több napig is eltarthat. A tevékenységbe be kell vonni a speciálisan felkészített önkéntes mentőszervezeteket. A mentőszervezetek bevonásáról az országos hatáskörű szervezetek rendelkeznek. A külső megsegítő erők helyszínre érkezése és az erők mértéke korlátozott, mert az erőmű környezetében is jelentős károkra számíthatunk, amelyek lekötik a külső beavatkozó erőket. Az ország nem érintett távoli területeiről az erők bevonása 12 órán belül biztosan nem várható. A telephely megközelítése az első időszakban nehéz gépjárművekkel (lánctalpas munkagépek, nehéz terepjáró gépjárművek) biztosítható. A könnyű gépjárművek használata csak azután lehetséges, ha ezek a nehéz gépjárművek utat nyitnak a telephely felé. Megfelelő nehéz gépjárművekkel a Magyar Honvédség és a földmunkákat végző vállalkozások rendelkeznek. A „vörös iszap” katasztrófa elhárítási tapasztalatai alapján becsülhetjük, hogy ilyen gépek mintegy 24 óra múlva tudják megkezdeni a tevékenységüket a kárterületen. Bár a földrengésvédelmi megerősítések miatt a biztonsági földrengést a blokkok jelentősebb radioaktív kibocsátás nélkül viselnék el, a BESZ feladata a sugárzási viszonyok folyamatos ellenőrzése. A sugárzási helyzetet figyelembe kell venni az eszközök és erők bevonásának lépcsőzetes végrehajtása során, valamint a mentési munkálatok tervezésénél.

CBFJ.docx

2011.

185. oldal / 205


Verziószám: 1

Az üzemviteli személyzet létszámát úgy határoztuk meg, hogy földrengés bekövetkezése (négyblokkos tervezési üzemzavar) esetén szükséges beavatkozások végrehajthatóak legyenek. A több blokkot érintő üzemzavar kezelésére az üzemviteli személyzet az erőműben bármely időpillanatban rendelkezésre áll. Rendkívüli időjárási viszonyok hatása a BESZ tevékenységére Rendkívüli széllökés az épületek ablaküvegeinek betörésével, a közlekedési útvonalak eltorlaszolásával, magas építmények ledőlésével járhat. A telephely csapadékvízzel való elárasztásának lehetősége a technológiai épületeken kívül az életvédelmi létesítményeket (1008, 1009, 1010 épület) is érinti. Elárasztás szempontjából a létesítmények kritikus pontjai a targonca lejárók, amelyek sérülése a csapadék lefolyó eldugulása (hordalék), a szennyvíz átemelő szivattyú meghibásodása esetén előfordulhat. A nagymennyiségű csapadék leesése az erőmű környezetében a BESZ megalakulását késleltetheti. Nagy mennyiségű csapadék hó alakjában való leesése, illetve tartósan (több napon keresztül) megmaradó hó a telephelyen való közlekedésben zavarokat okozhat, de a BESZ működését nem akadályozza. A tartós havazás a közlekedést akadályozhatja, illetve megbéníthatja, ami késleltetheti a BESZ megalakulását, illetve az üzemviteli személyzet váltását. Magas hőmérséklet a veszélyhelyzet kezelést akadályozhatja, működésében zavarokat okozhat. Alacsony hőmérséklet viszont a közlekedésben okozhat zavarokat.

2.6.6.4

Több blokk súlyos balesetének kezelése

A felülvizsgálat során áttekintettük a balesetelhárítási feladatokat több blokkot érintő baleset, azaz a tervezési alapon túli baleset-elhárítás esetére. Ilyenkor a feladatok egy részét a BESZ önmagában nem, csak párhuzamosan bevetett többlet erőforrással tudja megoldani. Amennyiben a több-blokkos baleset a villamos betáplálás tartós elvesztése, vagy a végső hőelnyelő tartós elvesztése miatt jön létre, azaz a kialakult helyzetet nem sikerül felszámolni azelőtt, hogy a blokkok súlyos-baleseti állapotba kerülnének, a BESZ számára jelentős idő áll rendelkezésre egyes intézkedések megtételére. Nem igényel többlet erőforrást a kimenekítés végrehajtása, mivel ilyenkor ugyanannyi embert kell kimenekíteni, mint egy blokk balesete esetén. Az alapelv az, hogy lehetőleg még a kibocsátás előtt hajtsuk végre a kimenekítést. Ehhez a meglévő terveket kell alkalmazni, a szükséges eszközök rendelkezésre állnak. A riasztási és tájékoztatási tevékenység nem igényel többlet erőforrást a balesetelhárítás tervezési alapjában foglalt ilyen intézkedésekhez képest (ugyanazon feladatokat kell végrehajtani, csak a tartalom változik). Saját erőforrások átcsoportosításával és hatékony felhasználásával az operatív üzemviteli, a karbantartó (helyreállító), a dozimetriai és a szakértői személyzet hosszú távú biztosítását meg lehet valósítani ilyen jellegű több-blokkos baleset bekövetkezése esetén is. Jelenleg nem rendelkezünk olyan tervekkel, melyek a több-blokkos balesetek eszköz és erőforrás biztosításával foglalkoznának. Jelenleg az MTK személyzete egy blokk súlyos balesetének kezelésére alkalmas. Az MTK műszaki kialakítása lehetővé teszi, hogy párhuzamosan két blokk súlyos balesetkezelését végezzük, de erre megfelelő létszámú személyzet nincs. Amennyiben bevonnánk az elérhető MTK-ba beosztható szakértőket, nem rendelkeznénk további

CBFJ.docx

2011.

186. oldal / 205


Verziószám: 1

váltásokkal. A VVP-n kiépített MTK műszerezettség és a fizikai kialakítás jelenleg nem teszi lehetővé a mind a négy blokkon kialakuló súlyos baleset kezelését. Több-blokkos esemény esetén várhatóan külső erőforrások bevonása szükséges a tűzoltási, műszaki mentési, egészségügyi ellátási és rendészeti feladatok ellátásába, mivel a telephelyi erőforrásokkal már nem biztosítható egy kiterjedt esemény ilyen irányú kezelése. Amennyiben minden blokkon egy időben baleseti helyzet következik be és a külső villamos betáplálás, valamint a biztonsági betáplálás is meghibásodik, csak azok a rendszerek maradnak üzemképesek, melyek önálló aggregátoros betáplálással rendelkeznek. Nehezíteni fogja a beavatkozást a világítás hiánya, a vezetékes és vezeték nélküli hírközlő rendszerek korlátozott használhatósága. Fel kell készülni a szükséges hírközlő rendszerek provizórikus kiépítésére. Több blokk súlyos balesete esetén az elhárítás nagyon nehéz feladat, azt végső soron az országos hatáskörű szervezetek segítségével kell megoldani. Ugyanakkor hangsúlyozandó, hogy azok a javító intézkedések, amelyeket a célzott biztonsági felülvizsgálat során a kulcseseményekkel kapcsolatban javaslunk, markánsan csökkentik annak ma is igen kis valószínűségét, hogy ilyen helyzet kialakulhasson.

2.6.7

Összefoglalás

A paksi atomerőmű alapvetően rendelkezik a veszélyhelyzetek (nukleáris és hagyományos) kezeléséhez szükséges személyi és tárgyi feltételekkel és erőforrásokkal. A felülvizsgálat megállapította, hogy a veszélyhelyzeti és a súlyos baleset beavatkozási képesség a nemzetközi ajánlások és a nemzeti szabályozások követelményei alapján épül fel. A felkészülés időszakában készenléti rendszer és eszközök, illetve riasztással aktiválható szervezet biztosítja a beavatkozó képességet. A felkészültség biztosításának irányelvei és a konkrét tervezési alapjai a nukleáris baleseti események mellett egyéb veszélyhelyzetek felszámolására is biztosítottak. Normál időszakban kötelező ellenőrzési, képzési és gyakorlási rendszer biztosítja a beavatkozási képesség fenntartását. A paksi atomerőműben működő Balesetelhárítási Szervezet (BESZ) a veszélyhelyzet kinyilvánítása után lép működésbe. A BESZ működését a vonatkozó országos szintű és ezek alapján kialakított saját szabályozások határozzák meg. A BESZ tervezési alapja kiterjed a tervezési üzemzavarokra és súlyos balesetekre, valamint a villamos betáplálás és/vagy a biztonsági hűtővíz elvesztésére, továbbá olyan extrém külső eseményekre is, amelyek mind a négy blokk üzemzavarára vezetnek. A tervezési alap nem terjed ki arra az esetre, ha a villamos betáplálás és/vagy a biztonsági hűtővíz elvesztése annyira tartós, ami mind a négy blokk súlyos-baleseti állapotához vezet. Nem terjed ki továbbá olyan tervezésen túli külső hatásokra sem, amelyek mind a négy blokk súlyos sérülését okoznák. A felülvizsgálat igazolta, hogy a BESZ felkészült és alkalmas a tervezési alapjában szereplő események kezelésére, ezt az állapotot néhány javasolható intézkedéssel tovább kell javítani. A szervezet jelen formájában nem teljesen alkalmas a tervezési alapján túli esetek, azaz a több blokkon egyidejűleg bekövetkező balesetek kezelésére. A felülvizsgálat szerint a villamos betáplálás és/vagy a biztonsági hűtővíz elvesztése miatt viszonylag lassan kialakuló, mind a négy blokkra kiterjedő helyzetet a BESZ külső erők bevonásával kezelni tudja. Bizonyos tervezésen túli külső események olyan mértékű személyi és anyagi kárt okozhatnak, hogy a helyzet kezelése mindenképpen az országos hatáskörű szervezetek közreműködését igényli.

CBFJ.docx

2011.

187. oldal / 205


Verziószám: 1

A felülvizsgálat során különös figyelmet fordítottunk az elhárításhoz szükséges külső megsegítő erők bevonásának lehetőségére (elérhető kapacitások, szállítási lehetőségek). Ezeknek az erőknek a részvétele rendkívül súlyos esetekben fontos, sőt meghatározó lehet. A külső szervezetekkel az együttműködés megfelelő és szabályozott. A baleset-elhárítás tervezési alapjának megfelelő szervezet, létesítmények és eszközök az erőmű rendelkezésére állnak. A kiképzés, állapotmegőrzés, illetve korszerűsítés folyamatos. A földrengéssel, illetve a villamos betáplálás elvesztésével kapcsolatban feltárt néhány hiányosság kiküszöbölésére javító intézkedéseket határoztunk meg. A BESZ fokozott gondot fordít az időben elhúzódó beavatkozások végrehajtásának feltételeire, azok biztosítására, de itt is további fejlesztések szükségesek. A VVP elvesztésekor az irányítási feladatokat a Tartalék Vezetési Pontról kell végrehajtani, ahol az irányítási és kommunikációs feltételek jelenleg nem teljes értékűek. A felülvizsgálat során megállapítottuk, hogy a baleset-elhárítás tervezési alapján túli, többblokkos súlyos baleset esetén a jelenlegi struktúra több váltást figyelembe véve sem tudja biztosítani a folyamatos tevékenységet, az elhárítási feladatokra rendelkezésre álló állomány létszáma hosszú idejű tevékenység esetén nem elegendő. A földrengésállóságra nem minősített óvóhelyek minősítését el kell végezni, illetve a nem földrengésálló berendezéseket az óvóhelyen belül meg kell erősíteni. A védelmi követelményeknek (földrengés, sugárzás, környezeti hőmérséklet, stb.) megfelelő, az irányítás és a kommunikáció eszközeit tekintve a Védett Vezetési Ponttal egyenértékű Tartalék Vezetési Pontot kell létesíteni. A Védett Vezetési Pont klimatizálását felül kell vizsgálni és megfelelő teljesítményű, aggregátoros betáplálás esetén is működő berendezést kell telepíteni. Meg kell vizsgálni a rádiózási feltételek biztosításának módszereit tartós feszültségvesztés és földrengés esetén és a szükséges intézkedéseket meg kell hozni. Egy-egy informatikai tükör tároló számítógépet kell a VVP-n és a TVP-n telepíteni a szükséges adattartalommal (dokumentációk, személyi adatok megadott köre, stb.). Ki kell dolgozni a BESZ állomány összegyűjtésére és beszállítására vonatkozó eljárásokat, meg kell határozni a szükséges eszközöket és azok biztosításának rendjét. Jelentős sugárzási szinten is megfelelő árnyékolást biztosító szállítójárművet kell beszerezni. A légi szállításhoz módosítani kell az erőmű körüli repülési tilalom feloldásának szabályait. A súlyos balesetek kezeléséhez kapcsolódóan a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer külső vízbetáplálási útvonalának kiépítéséhez, a külső forrásból származó aggregátorok és szivattyúk technológiához történő csatlakoztatásához szükséges eszközöket be kell szerezni. Létre kell hozni egy szoftver alapú súlyos-baleseti szimulátort. A VVP-n kiépített Műszaki Támogató Központ fizikai kialakítását és műszerezettségét fel kell bővíteni úgy, hogy több (4) blokk egyidejű súlyos balesete is kezelhető legyen. A több blokkot érintő baleset elhárításában közreműködő szervezet struktúráját és létszámát meg kell határozni, ki kell dolgozni a vonatkozó személyzet- és eszközbiztosítási, valamint váltási rendet. Súlyos-baleseti helyzetre nézve a folyékony radioaktív hulladékok kezelésére vonatkozó eljárásokat kell kidolgozni.

CBFJ.docx

2011.

188. oldal / 205


Verziószám: 1

3. Vezetői összefoglaló A 2011. március 11-én a japán fukusimai atomerőműben bekövetkezett súlyos reaktorbaleset hatására az európai országok elhatározták, hogy atomerőműveikben célzott biztonsági felülvizsgálatot folytatnak le. Ehhez kapcsolódóan az Országos Atomenergia Hivatal (OAH) 2011. május 2-án előírta a Paksi Atomerőmű Zrt. részére az úgynevezett Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF) végrehajtását, amelyhez átadta a felülvizsgálat tartalmi követelményeit leíró dokumentumát is. Ez alapján végeztük el az előírt vizsgálatokat, amelyek általában az erőmű 2011. június 30-i műszaki állapotára vonatkoztak. Amennyiben az említett referencia időpont után lényeges változás állt be a CBF szempontjából releváns terülteken, akkor mindig az aktuálisan elérhető legfrissebb információt adtuk meg. A feltárt hiányosságok felszámolására javaslatokat, biztonságnövelő intézkedéseket fogalmaztunk meg. A PA Zrt. 2011. augusztus 15-én a felülvizsgálat eredményeiről előrehaladási jelentést (CBF EJ) nyújtott be a Hatósághoz, majd 2011. október 31-ére elkészítette a végleges jelentést (CBFJ), amelyet jelen dokumentum tartalmaz.

3.1 A paksi atomerőmű Felülvizsgálatának következtetései

Célzott

Biztonsági

A telephely és az erőmű legfontosabb sajátosságai

3.1.1

Jelen beszámolónk 1. fejezete a telephely és az erőmű legfontosabb sajátságait mutatja be. Ennek keretében összefoglaltuk az erőműre vonatkozó alapvető információkat, a telephelyen lehetséges természeti eredetű veszélyforrásokat, valamint a korábbi valószínűségi biztonsági elemzések végeredményeit. Ezek alapján az alább részletezett kijelentéseket lehet tenni. A természeti eredetű külső hatások tekintetében: a telephely földrengés-veszélyeztetettségének mértéke ismert, az erőmű megfelelő védelemmel rendelkezik a földrengések ellen, a földrengés okozta talajfolyósodás és épületsüllyedés esetén fennálló tartalékok pontosítása céljából további vizsgálat szükséges, a telephely elárasztása a telephely sajátságai, a Duna-mederhez és a gátakhoz képesti magas elhelyezkedése miatt nem fordulhat elő, a Duna rendkívül alacsony vízszintjének bekövetkeztét az erőmű megfelelő műszaki felkészültséggel biztonságosan kezelni tudja, a meteorológiai eredetű extrém események vizsgálata ugyan nem zárult le teljesen, de az eddigi vizsgálatok szerint ezek csak az elfogadható mértéket nem meghaladóan veszélyeztetik az erőmű biztonságát. A Fukusimában tapasztalt mértékű extrém környezeti hatások és az azt követő üzemzavari eseményláncok kialakulása valószínűtlen a paksi telephelyen. A tartalékok növelésére a vizsgálat során azonosított további javítási lehetőségeket a 3.2.1. alfejezetben foglaltuk össze. A valószínűségi biztonsági vizsgálatok tekintetében: Az atomerőművek engedélyezésének legfőbb műszaki hátterét a determinisztikus biztonsági elemzések alkotják. Ezek egyértelműen igazolják, hogy az erőmű biztonsága kielégíti az összes

CBFJ.docx

2011.

189. oldal / 205


Verziószám: 1

hatósági követelményt, előírást. A valószínűségi elemzések további fontos információval szolgálnak, amelyek jól használhatók a biztonság javítása érdekében. Ezek az elemzések számos biztonságnövelő intézkedésre vezettek az elmúlt évtizedekben, beleértve a balesetek megelőző és következménycsökkentő kezelését. Az erőmű mai állapotában a valószínűségi elemzések kedvező képet mutatnak. A súlyosbaleset-kezelési átalakítások az 1. blokkon megvalósultak, a többi blokkon folyamatban vannak. Az elemzések terjedelme – ugyanúgy, mint más atomerőművekben – az üzemeltetési tapasztalatok és a legújabb tudományos eredmények alapján, ahogy eddig is, a jövőben is folyamatosan bővül.

A fukusimaihoz hasonló események lefolyásának értékelése

3.1.2

Jelen beszámolónk 2. fejezete mutatja be a célzott biztonsági felülvizsgálat keretében végzett vizsgálatok célját, terjedelmét és a következtetéseket. A célzott biztonsági felülvizsgálatra kiadott OAH tartalmi követelmények szerint az alábbi kulcsesemények vizsgálatát kellett elvégezni: a villamos betáplálás tartós (több napos) elvesztése, a végső hőelnyelő tartós elvesztése, az előzőek következtében jelentős radioaktivitás, vagy extrém sugárzási tér kialakulása és tartós fennmaradása. Az első két kulcsesemény következtében esetlegesen kialakuló jelentős radioaktív kibocsátásra vezető súlyos baleseteknek és azok telephelyi kezelésének vizsgálata az OAH által meghatározott harmadik kulcsesemény értékelését takarja, ami a jelentésben megtörtént. Mivel az esetleg kialakuló súlyos-baleseti folyamatok lényegében azonosak a villamos betáplálás, valamint a végső hőelnyelő tartós elvesztését követően, ezért a balesetkezelésre vonatkozó eredményeket már nem kulcseseményenként ismertettük. A célzott biztonsági felülvizsgálatra kiadott OAH tartalmi követelmények szerint foglalkozni kellett a konténment funkció sérülékenységével is tervezési alapon túli külső hatások esetén. A Fukusimában a súlyos balesetet közvetlenül okozó két fontos kulcseseménnyel a 2.1. és 2.2. alfejezetek foglalkoznak. Ez a két alfejezet azonos felépítésű, amelyekben megvizsgáltuk: a vonatkozó tervezési alapot, az esemény bekövetkezésének lehetséges belső és külső okait, a tervezési alapon kívüli külső hatások elleni védettséget, és a baleset-megelőzési operátori/kezelői tevékenységet. A vizsgálatok igazolták, hogy a paksi atomerőmű blokkjai teljesítik a tervezési alaphoz tartozó követelményeket, beleértve a belső és külső hatásokkal szembeni védettség kritériumait. Az atomerőmű védettsége a vizsgált kulcseseményekkel szemben jó. A vizsgálatok alapján rögzíthető, hogy a fukusimai tapasztalatok feldolgozása és a célzott biztonsági felülvizsgálat eredményei azonnali beavatkozásokat nem tesznek szükségessé. A felülvizsgálat emellett arra is rámutatott, hogy több lehetőség kínálkozik a tartalékok növelésére a kis valószínűségű, de a tervezési alapon túli terheléseket eredményező hatásokkal vagy azok következményeivel szemben (3.2.1. alfejezet). A 2.3. alfejezet azt vizsgálja, hogy a tervezési alapon túli külső hatások esetén, amelyek esetleg radioaktív anyagok kiszabadulására vezetnek a reaktorból, épségben marad-e a blokk konténmentjének radioaktív anyagok kikerülését gátló funkciója. A konténment funkció sérülése önmagában nem jelent a környezetet közvetlenül veszélyeztető problémát, csak ha

CBFJ.docx

2011.

190. oldal / 205


Verziószám: 1

olyan esemény is fellép, amely a konténment hermetizálási funkciójának rendelkezésre állását igényli. Ezért a konténment funkciót nem csak önmagában, hanem a korábban vizsgált kulcseseményekkel kombinálva is megvizsgáltuk. A vizsgálatok alapján megállapítható, hogy a konténment hermetizálás funkció sérülése csak a tervezési alapnál jelentősen ritkább földrengések esetén várható. A kulcsesemények bekövetkezése ezt a következtetést nem, vagy alig befolyásolja. A vizsgálat során számos olyan preventív vagy helyreállítási lehetőséget értékeltünk, amelyekkel a kulcseseményeknek súlyos balesetté alakulása megakadályozható. Ennek ellenére a kulcsesemények a 2.1. és 2.2. alfejezetben ismertetett ritka körülmények fennállása esetén esetleg olyan súlyos balesethez vezethetnek, amelyeket a 2.4. alfejezet ismertet. Ilyen esetben a közelmúltban megtervezett és kiépített, következményeket enyhítő balesetkezeléssel (2.5. alfejezet), majd balesetelhárítási intézkedésekkel (2.6. és 3.1.3. alfejezet) tudunk úrrá lenni a baleseten, és meg tudjuk előzni a még súlyosabb következményeket. A felülvizsgálat alapján meghatározott javító intézkedéseket, amelyek végrehajtása révén az erőmű biztonsága tovább fokozható a 3.2.1. alfejezetben foglaltuk össze.

3.1.3

A baleset-elhárítási rendszer továbbfejlesztése

A jelentés 2.6. alfejezete a nem uralt kulcsesemények következményei telephelyi kezelésének módozataival, azaz a baleset-elhárítás értékelésével foglalkozik. A paksi atomerőműben a rendkívüli események vagy veszélyhelyzetek kezelésére, a bekövetkezett események következményeinek enyhítésére, illetve a helyreállítási feladatok végrehajtására Balesetelhárítási Szervezet (BESZ) működik. A BESZ létrehozásakor abból indultunk ki, hogy a szervezetnek alkalmasnak kell lennie a tervezési alapjához tartozó legsúlyosabb esemény felszámolására. Ez a feltételezett esemény valamelyik (de csak egyetlen) blokk súlyos balesete. Az elhárítandó veszélyhelyzetek magukban foglalják a tervezési alaphoz tartozó külső eseményeket is. A felülvizsgálat ezért részben arra irányult, hogy megvizsgálja, vajon sikeres lenne-e a BESZ tervezési alapjához tartozó veszélyhelyzetek és a súlyos baleset elhárítása, részben pedig annak megállapítását célozta, hogy a több-blokkos balesetek, valamint a tervezésen túli külső események okozta veszélyhelyzetek elhárításához milyen pótlólagos intézkedésekre van szükség. A felülvizsgálat kimutatta, hogy néhány kisebb súlyú intézkedéssel a BESZ valóban alkalmas akár egy súlyos baleset elhárítására is. A villamos betáplálás és/vagy a végső hőelnyelő tartós elvesztése, illetve tervezésen túli külső hatás okozta több-blokkos súlyos baleset esetén az elhárítási feladatokra rendelkezésre álló állomány létszáma hosszú idejű tevékenység esetén nem elegendő, különösen akkor, ha a telephely megközelíthetősége napokig nem biztosítható. Bár a BESZ a javító intézkedésekkel a több-blokkos balesetek elhárításában is fontos szerepet játszhat, a több-blokkos balesetek eszköz és erőforrás biztosítását országos hatáskörű szervek jelentős segítségével lehet csak megoldani.

3.2 A biztonság további növelése 3.2.1

Javító intézkedések

A 3-1. táblázat összefoglalja a célzott biztonsági felülvizsgálat által szükségesnek tartott, korábban még nem megfogalmazott biztonságnövelő intézkedéseket. Megvalósításuk határidejét tekintve két kategóriába soroltuk őket. Az 1. kategóriába tartozó intézkedések végrehajtása folyamatosan, 2015. december 31-el bezárólag megtörténik. A 2. kategóriába

CBFJ.docx

2011.

191. oldal / 205


Verziószám: 1

sorolt feladatokat a következő időszakos biztonsági felülvizsgálat lezárásáig, azaz 2018. december 31-ig tudjuk elvégezni. 3-1. táblázat: A célzott biztonsági felülvizsgálat által javasolt javító intézkedések Sorszám

Megval.

Intézkedés

kat.

Külső hatásokkal (földrengés, elárasztás) szembeni védettség fokozása 1.

1.

2.

2.

3.

1.

A földrengés elleni védettség fokozása érdekében néhány, erre az eseményre eddig nem minősített, közvetlen biztonsági funkcióval nem rendelkező vasbeton szerkezetű épület esetében el kell végezni azok minősítését és szükség szerinti megerősítését. Ennek keretében a 400 kV-os és 120 kV-os alállomások, a tűzoltó laktanya, az óvóhelyek és az ott található nem földrengésálló berendezések védettségét növelni kell. A II. kiépítésen a sótalanvíz tartályoknak az egészségügyi épület oldalfalai rádőlésétől való védelmét biztosítani kell. A földrengés-műszerezés előkészítés alatt lévő rekonstrukciója keretében felül kell vizsgálni az automatikus reaktor-leállítás kérdését. Meg kell oldani a technológiai berendezésekre potenciálisan veszélyt jelentő nem-technológiai eszközök, berendezések rögzítését a főjavításon kívüli időszakokban. A földrengés miatti épület-süllyedés által okozott meghibásodások kiküszöbölését szolgáló intézkedéseket meg kell határozni. Ezért a tartalékok pontosabb azonosítása céljából tovább kell vizsgálni az épület-süllyedés és a talajfolyósodás jelenségét. A vizsgálat eredményei alapján a veszélyeztetett földalatti vonalas szerkezeteket és csatlakozásaikat újra kell minősíteni, illetve szükség esetén relatív elmozdulásukat lehetővé tevő átalakításukat el kell végezni. Egyes technológiai helyiségek elárasztás elleni védettségét javítani kell. Megfelelő védelmet kell kiépíteni a kondenzátor hűtővíz szivattyúk leállítására olyan esetekben, amikor a kondenzátor hűtővíz vezeték megsérül. Biztosítani kell, hogy a csővezetéki árkok teljes térfogatukban alkalmasak legyenek a kiömlő víz befogadására és elvezetésére. Ha szükséges, a rézsű megemelésével vagy védőgáttal kell megoldani, hogy a turbinacsarnok, illetve a kábelalagutak elöntése ne következhessen be. A biztonsági hűtővízrendszer szivattyúinak gépterében a vízbetörés elkerülése érdekében az esetleg víz alá kerülő falátvezetéseket át kell alakítani vízzáró kivitelűre.

Kezelési utasítások módosítása, újak készítése 4.

CBFJ.docx

1.

A kezelési utasításokat módosítani kell a rendelkezésre álló tartalékok növelése és a meglévő helyreállítási lehetőségek hatékonyabb kihasználhatósága érdekében. A módosításokban elő kell írni a telephelyen tárolt dízel üzemanyag mennyiségének megnövelését, illetve a sótalanvíz tartályok esetében a tárolt sótalanvíz mennyiségének maximalizálását. Szabályozni kell a Duna alacsony vízállásának kezelhetősége érdekében tárolt berendezések időszakos ellenőrzését és karbantartását. Az alternatív, blokkok közötti, eddig még nem használt normál, tartalék és biztonsági váltóáramú sínek közötti áttáplálási lehetőségekre kezelési utasításokat kell készíteni. Felül kell vizsgálni a rendelkezésre álló állapot-orientált üzemzavar elhárítási utasításokat, hogy azok támogatják-e az optimális helyreállítást a földrengés és a primer hűtőkörök törésének egyidejű bekövetkezte esetén. Ki kell dolgozni súlyos-baleseti helyzetre nézve a folyékony radioaktív hulladékok kezelésére vonatkozó eljárásokat, valamint a reaktorban és a pihentető medencében egyidejűleg fellépő súlyos-baleseti szituáció balesetkezelési útmutatóját.

2011.

192. oldal / 205

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Sorszám

Verziószám: 1

Megval.

Intézkedés

kat.

Meglévő és alternatív villamos betáplálási lehetőségek biztosítása 5.

2.

6.

2.

7.

1.

Független baleseti dízelgenerátorokat kell telepíteni, amelyek segítségével a súlyos baleset megelőzésében, a baleset hosszú távú kezelésében szerepet játszó biztonsági fogyasztók megtáplálása biztosítható. A független baleseti dízelgenerátorok számát, teljesítményét olyan módon kell megválasztani, hogy képesek legyenek akár az összes blokk áramellátásának kimaradása esetén a reaktorok és pihentető medencék együttes hűtését biztosító fogyasztók, szivattyúk, elzáró szerelvények megtáplálására. A független baleseti dízelgenerátoroknak megfelelő védelemmel kell rendelkezniük a telepített üzemzavari dízel gépegységek tervezési alapját meghaladó terhelést okozó külső veszélyekkel szemben (földrengésállósság, ellenállás a természeti veszélyekkel, elárasztással szemben) és működtetésüknek teljesen függetlennek kell lennie az atomerőmű egyéb (pl. hűtő, vagy áramellátó) rendszereitől. Távoli, a nagyfeszültségű hálózaton át elérhető gázturbina mint betáplálási forrás felhasználhatóságának tekintetében kezdeményezni kell a litéri gázturbina saját dízelgenerátorról történő elindíthatóságának kialakítását. A különböző blokkok biztonsági villamos rendszerei között áttáplálási lehetőségeket kell kialakítani, hogy külső hálózat felhasználása nélkül is bármely működő dízelgenerátorról megtáplálható legyen bármely blokk 6 kV-os biztonsági rendszere.

Meglévő és alternatív hűtési lehetőségek biztosítása 8.

1.

9.

1.

10.

2.

11.

2.

12.

1.

CBFJ.docx

A biztonsági hűtővíz szűrők eltömődésének megakadályozása érdekében át kell téríteni a szűrők villamos betáplálását a biztonsági áramellátó hálózatra. A gőzfejlesztőkön keresztül történő hőelvitel hosszú távú megvalósítása érdekében a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszer betápláló vezetékére korábban kiépített csatlakozási ponton keresztül független, udvartéri külső betáplálási lehetőséget kell biztosítani. A külső csatlakozási pont baleseti körülmények közötti megközelíthetőségét javítani kell, szükség esetén a csatlakozási pontot át kell helyezni. Mivel baleseti helyzetben külső, független vízforrásként áll rendelkezésre a sótalanvíz tartályokban tárolt víz, a tartályokon megfelelő csatlakozási pontot kell létesíteni, hogy a víz betáplálása a kiegészítő üzemzavari tápvízrendszerre mobil eszközökkel megvalósítható legyen. A további külső forrásokból, a Dunából, halastavakból származó hűtővíz mobil eszközökkel történő bevitelére fel kell készülni, az ehhez szükséges eszközöket biztosítani kell. Az erőművön kívülről származó aggregátorok és szivattyúk technológiához történő csatlakoztatásához szükséges eszközöket be kell szerezni. A külső betáplálási lehetőségek használatba vételének módját kezelési utasításokban rögzíteni kell. A kiegészítő üzemzavari tápvízrendszeren lévő csatlakozási ponton és a gőzfejlesztőkön a közelmúltban kialakított lefúvató szerelvényeken keresztül közvetlen a konténmentbe történő hűtővíz-betáplálási lehetőséget kell kialakítani. Erre a célra csak bórozott vizet szabad alkalmazni. A rendelkezésre álló tartálypark felhasználásával biztosítani kell a külső forrásból származó vízkészletek felbórozásának, tárolásának a lehetőségét. A külső forrásból a konténmentbe történő betáplálást kezelési utasításban rögzíteni kell. A pihentető medence kívülről történő vízpótlásának biztosításához földrengésre, külső veszélyekre megfelelően méretezett, udvartéri flexibilis csatlakozású betápláló vezetéket kell kiépíteni. Ezen a vezetéken az előzőekben meghatározott, bórozott vízkészlet felhasználásával kell a pihentető medence töltését elvégezni. A szükséges műveleteket kezelési utasításban kell rögzíteni. Meg kell oldani a Duna kavicságyába fúrt 9 db nagyátmérőjű kút búvárszivattyúinak villamos megtáplálását baleseti helyzetekre, megfelelő védettségű, telepített vagy mobil dízelgenerátor segítségével.

2011.

193. oldal / 205

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLAT Sorszám

Verziószám: 1

Megval.

Intézkedés

kat.

13.

2.

14.

1.

15.

1.

A II. kiépítésen található földrengésálló, mintegy nyolc óra üzemre alkalmas önálló dízel betáplálással rendelkező tűzivíz szivattyútelep számára hozzáférhetővé kell tenni a közelében található zárt szelvényű melegvíz csatornában rendelkezésre álló 2x2000 m3 víztartalékot. Egységesíteni kell a két kiépítésen eltérő technológiai hűtővíz és tűzivíz összekötési lehetőséget. (Az I. kiépítésen lehetőség van tűzivíz betáplálásra a technológiai hűtővízrendszeren keresztül a biztonsági hűtővíz rendszerbe. Ennek mintájára a II. kiépítésen is meg kell oldani a vízbetáplálást a tűzivíz rendszer felől.) Blokkonként legalább egy dízelgenerátor indíthatóságát és alternatív hűtését az épületben található tűzivíz hálózatról is biztosítani kell. A vízellátásához az elvégzendő műveleteket kezelési utasításban kell rögzíteni.

Súlyos balesetek következmény csökkentése 16.

1.

17.

2.

18.

2.

Az egy-egy kiépítésen két pihentető medence, egy átrakás alatt lévő nyitott, valamint egy zárt reaktor egy időben zajló balesete során keletkező hidrogén mennyiségének és eloszlásának meghatározása céljából a pontmodelles számításokon túlmenően kevésbé konzervatív, háromdimenziós vizsgálatokat kell végezni. Súlyos balesetek következmény-csökkentése érdekében a baleset hosszú távú, egy hét utáni folyamatainak vizsgálatát el kell végezni. Ez alapján ki kell dolgozni és meg kell valósítani a konténment lassú túlnyomódását megakadályozni hivatott rendszert (szűrt leeresztés, konténment belső hűtés). A nem uralt kulcsesemények és balesetek, azon belül különösen a több blokkon egyszerre bekövetkező balesetek telephelyi kezelési lehetőségének javítása szükséges. Ennek érdekében a védelmi követelményeknek (földrengés, sugárzás, környezeti hőmérséklet, stb.) megfelelő, az irányítás és a kommunikáció eszközeit tekintve a Védett Vezetési Ponttal egyenértékű Tartalék Vezetési Pontot kell létesíteni. A Védett Vezetési Pont klimatizálását felül kell vizsgálni és megfelelő teljesítményű, aggregátoros betáplálással is működő berendezést kell telepíteni. Meg kell vizsgálni a rádiózási feltételek biztosításának módszereit tartós feszültségvesztés és földrengés esetén és a szükséges intézkedéseket meg kell hozni. Egy-egy informatikai tükör tároló számítógépet kell a VVP-n és a TVP-n telepíteni a szükséges adattartalommal (dokumentációk, személyi adatok megadott köre, stb.). Ki kell dolgozni a BESZ állomány összegyűjtésére és beszállítására vonatkozó eljárásokat, meg kell határozni a szükséges eszközöket és azok biztosításának rendjét. Jelentős sugárzási szinten is megfelelő árnyékolást biztosító szállítójárművet kell beszerezni. A légi szállításhoz módosítani kell az erőmű körüli repülési tilalom feloldásának szabályait. Létre kell hozni egy szoftver alapú súlyos-baleseti szimulátort. A VVP-n kiépített Műszaki Támogató Központ fizikai kialakítását és műszerezettségét fel kell bővíteni úgy, hogy több (négy) blokk egyidejű súlyos balesete is kezelhető legyen. A több blokkot érintő baleset elhárításában közreműködő szervezet struktúráját és létszámát meg kell határozni, ki kell dolgozni a vonatkozó személyzet- és eszközbiztosítási, valamint váltási rendet.

3.2.2 A paksi atomerőmű biztonságának megítélése a kitűzött javító intézkedések végrehajtása utáni helyzetre A javító intézkedések végrehajtását követő helyzetet a következőképpen lehet értékelni: A villamos betáplálás és a végső hőelnyelő tartós elvesztése az intézkedések következtében csaknem lehetetlenné válik. Ezért a súlyos balesetek bekövetkezésének valószínűsége az eddigi alacsony értékhez képest is radikálisan lecsökken.

CBFJ.docx

2011.

194. oldal / 205


Verziószám: 1

Az alternatív vízbetáplálási útvonal és az alternatív villamos betáplálás biztosításával a pihentető medencék súlyos balesete gyakorlatilag lehetetlenné válik. Az extrém külső események ugyan továbbra is okozhatnak károkat a telephelyen, de e károk biztonsági hatása jelentősen csökken. A több-blokkos balesetek esélye még a jelenlegi rendkívül kis értékhez képest is elhanyagolhatóvá válik.

CBFJ.docx

2011.

195. oldal / 205


Verziószám: 1

Kislexikon Az alábbi kislexikon célja, hogy a célzott biztonsági felülvizsgálatról beszámoló jelentést olvasó, az atomenergetikában kevéssé járatos közönség magyarázatot kaphasson a jelentésben előforduló leggyakoribb szakmai fogalmak jelentéséről. Az itt szereplő kifejezések magyarázatának nagy része a Nukleáris Biztonsági Szabályzat 9. kötetéből (Meghatározások) származik. Emellett a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség Safety Glossary (Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection) című kiadványát, a paksi atomerőmű honlapját, az Egyesült Államok Geológiai Szolgálata illetve a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség egyéb kiadványait használtuk. A kislexikonnak kizárólagos célja információ biztosítása a tárgyi jelentés olvasói számára. Atomerőmű Olyan energia-átalakító létesítmény, amely nukleáris láncreakció felhasználásával villamos energiát termel. Atomerőművi blokk Egy nukleáris energiát hőenergiává alakító atomreaktor a hozzá tartozó rendszerek és rendszerelemek összességével, amelyek a biztonságos villamosenergia-termeléshez szükségesek. Atomerőmű állapotai a) normál üzemi állapot; b) a tervezési alaphoz tartozó üzemzavarok, ezen belül: várható üzemi események, tervezési üzemzavarok; c) balesetek, ezen belül: tervezésen túli üzemzavarok, súlyos balesetek. Normál üzem A nukleáris létesítménynek a nukleáris biztonsági hatóság által jóváhagyott Üzemeltetési Feltételek és Korlátok betartása melletti, kezelési utasítások szerinti üzemeltetése, beleértve atomreaktor és atomerőmű esetén a terhelésváltoztatást, a leállást, az indítást, a fűtőelemcserét, karbantartást, próbákat és egyéb tervezett műveleteket. Várható üzemi esemény A tervezési alapban feltételezett kezdeti esemény által kiváltott és az egyszeres meghibásodás elve szerint elemzett, továbbá ezen elemzések által lefedett olyan folyamat, amely jelentős eséllyel megvalósul az atomerőmű üzemideje során és kezelési utasítások szabályozzák a teendőket. (Ezen állapotok várható gyakorisága nagyobb, mint 10-2 / reaktorév.) Tervezési üzemzavar A tervezési alapban feltételezett kezdeti esemény által kiváltott és az egyszeres meghibásodás elve szerint elemzett, valamint ezen elemzések által lefedett olyan folyamat, amelynek csekély az esélye, hogy megvalósul az atomerőmű üzemideje során, nem történik jelentős zónasérülés,

CBFJ.docx

2011.

196. oldal / 205


Verziószám: 1

nincs külső hatása és üzemzavar elhárítási utasítások szabályozzák a teendőket. (Ezen állapotok várható gyakorisága 10-2 - 10-5 / reaktorév, de egyes tervezési üzemzavarok, például a nagy méretű primerköri csőtörés várható gyakorisága ennél is kisebb). Tervezésen túli üzemzavar A tervezési alapot meghaladó olyan esemény, amely során a hatályos előírásban szereplő határértéket meghaladó radioaktív anyag kerülhet a környezetbe korlátozott mértékű külső hatást okozva. Baleset-kezelési utasítások szabályozzák a technológiával kapcsolatos, balesetelhárítási tervek és eljárások pedig a telephelyen belüli és kívüli teendőket. Súlyos baleset A baleset fogalmán belül külön kategóriát alkotnak az úgynevezett súlyos balesetek. A reaktorzóna jelentős károsodásával együttjáró, a tervezési alapnál, valamint a tervezésen túli üzemzavaroknál súlyosabb, potenciálisan jelentős külső hatásokkal járó baleseti állapot. Baleset-kezelési utasítások szabályozzák a technológiával kapcsolatos, baleset-elhárítási tervek és eljárások pedig a telephelyen belüli és kívüli teendőket. Balesetkezelés Tervezési alapon túli események során az üzemeltető által végrehajtott intézkedések, amelyek célja: az esemény, üzemzavar nukleáris balesetté vagy súlyos balesetté való fejlődésének megakadályozása, a hosszú távú biztonságos és stabil állapot elérése, a következmények csökkentése. Belső kezdeti események Olyan kezdeti események, amelyek kapcsolatban vannak a létesítmény üzemelésével. A belső kezdeti események lehetnek berendezés-meghibásodások (törés, repedés, áramlási útvonal elzárása stb.), emberi eredetű hibák, egyéb belső események (pl. tűz, robbanás, belső elárasztás). Biztonsági elemzés A biztonsági elemzés olyan számításokkal vagy mérnöki megfontolásokkal végzett értékelés, amelynek során bizonyítják, hogy a nukleáris létesítmény, annak valamely rendszere vagy rendszereleme teljesíti az előre rögzített biztonsági kritériumokat. Ezen belül determinisztikusnak az olyan biztonsági elemzést lehet tekinteni, amely az elemzés eredményeit befolyásoló legfontosabb bemenő paramétereket, valamint a lezajló eseménysort előzetesen (többnyire konzervatívan) rögzíti. Biztonsági földrengés A tervezési alapba tartozó legnagyobb földrengés, melynek 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. Biztonsági funkció Üzemzavar vagy baleset kialakulásának megelőzésére vagy következményeinek korlátozására előirányzott feladatok, melyek az alapvető biztonsági funkciók teljesüléséhez is hozzájárulhatnak.

CBFJ.docx

2011.

197. oldal / 205


Verziószám: 1

Az alapvető biztonsági funkciók a reaktor szubkritikus állapotba hozása és a szubkritikus állapot fenntartása, a maradványhő elvonása, valamint a nukleáris üzemanyagban levő radioaktív anyagok környezetbe jutásának megakadályozása. Biztonsági rendszer A nukleáris létesítményeknek kizárólag a biztonság szempontjából létesített rendszerei, amelyek csak valamely kezdeti eseményt követően kell működjenek és a biztonság fenntartását, helyreállítását, valamint a nemkívánatos folyamatok következményeinek enyhítését célozzák. Determinisztikus biztonsági elemzés Mérnöki megfontolásokat vagy fizikai modelleken alapuló számításokat tartalmazó biztonsági elemzés, amely előre rögzített kezdeti és peremfeltételeken alapul. Diverzitás Olyan rendszerek vagy rendszerelemek alkalmazása, amelyek ugyanazon funkció teljesítését látják el, azonban e szempontból valamely fontos paraméter (pl. működési elv, kialakítás, elrendezés, gyártó) tekintetében eltérnek egymástól, csökkentve ezzel a közös módú meghibásodások előfordulásának valószínűségét. Egyszeres meghibásodás Valamely rendszerelem olyan véletlenszerű, egyetlen hibából eredő meghibásodása, amely az adott rendszerelem vagy az őt tartalmazó rendszer funkciójának részleges vagy teljes elvesztését eredményezi. Redundáns rendszerek vagy azon belül redundáns rendszerelemek alkalmazásával a rendszerben bekövetkező egyszeres meghibásodáskor a funkció még teljesíthető. Feltételezett kezdeti esemény A tervezéskor meghatározott és az elvégzett biztonsági elemzések során figyelembe vett belső vagy külső esemény a hozzá tartozó kezdeti és peremfeltételekkel, amely várható üzemi eseményhez, tervezési üzemzavarhoz vagy balesethez vezet, vagy vezethet. Fizikai elválasztás (fizikai szeparáció) Rendszer, rendszerelemek geometriai szétválasztása megfelelő eszközzel, szerkezettel (védőtávolság tartásával, határoló eszköz beépítésével stb.) abból a célból, hogy amikor valamelyik rendszer biztonsági funkciót teljesít, védve legyen a másik rendszer hibájából, vagy közös okból származó esetleges kedvezőtlen hatásoktól. Forrástag Egy adott létesítményből kibocsátott (vagy kibocsátani feltételezett) radioaktív anyag mennyisége és izotóp-összetétele. A radionuklidok környezetbe bocsátásának modellezésénél alkalmazzák, főként nukleáris létesítmények baleseti elemzésében, ill. radioaktívhulladéktárolók üzemzavari kibocsátásainak vizsgálatánál. Függetlenség Független rendszerek, rendszerelemek azok, amelyek nincsenek egymásra hatással, azaz valamely rendszer, rendszerelem működése vagy meghibásodása nem befolyásolja valamely más rendszer, rendszerelem állapotát, működését, jellemzőit.

CBFJ.docx

2011.

198. oldal / 205


Verziószám: 1

Hidrogénkezelés A súlyos-baleseti folyamatok során az üzemanyag-burkolat oxidációjából keletkező hidrogéngáz bizonyos körülmények között (megfelelő hidrogén- ill. oxigén-koncentráció esetén) berobbanhat, begyulladhat, amely a konténment tervezési alapját meghaladó nyomáslökéssel járhat. Ennek elkerülésére különböző hidrogén-kezelési eszközöket telepítenek az atomerőművek hermetikus terébe (pl. hidrogén-égető, hidrogént kémiai úton átalakító rekombinátorok, koncentráció csökkentése a keveredés javításával stb.) Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat (IBF) Egy üzemelő létesítmény vagy valamely tevékenység szisztematikus felülvizsgálata rendszeres időközönként annak érdekében, hogy az öregedés, az átalakítások, az üzemeltetési tapasztalatok és a műszaki fejlődés hatásait értékeljék. Célja a magas szintű biztonság megőrzése az egész üzemidő vagy a cselekvés időtartama során. Az időszakos biztonsági felülvizsgálat periódusa Magyarországon és Európában tíz év. Kockázat Valamely kezdeti esemény lehetséges kedvezőtlen következményeinek és azok bekövetkezési gyakoriságának együttes mértéke. Konténment Az atomreaktort és annak közvetlenül kapcsolódó rendszereit, rendszerelemeit magába záró nyomásálló, hermetikusan kialakított építmény, amelynek az a funkciója, hogy normál üzem, várható üzemi események és tervezési üzemzavarok esetén megakadályozza, vagy korlátozza, súlyos baleset esetén pedig mérsékelje a radioaktív anyagok környezetbe jutását. Feladata az atomerőmű legfontosabb rendszereit megóvni a tervezési alapban szereplő külső behatásoktól is. Közös okú meghibásodás Két vagy több rendszer vagy rendszerelem meghibásodása egyetlen esemény vagy ok hatására (pl. földrengés, tűz). Külső kezdeti események Olyan kezdeti események, amelyek nincsenek kapcsolatban a létesítmény üzemelésével, de hatással lehetnek a létesítmény biztonságára. A külső kezdeti események lehetnek természeti vagy emberi eredetűek. Maradványhő A leállított reaktorban, illetve a pihentető medencében tárolt üzemanyagban radioaktív bomlásokból származó, valamint a szerkezetekben és a hőhordozó közegben tárolt hő összege. Mélységben tagolt védelem Többszintű védelem, ami a nukleáris biztonság érdekében alkalmazott elvek, intézkedések és műszaki megoldások olyan egymásra épülő rendszere, amely garantálja a nukleáris biztonság elvárt szintjének megvalósulását. (ld. az 1.3-1 ábrát is.) Nukleárisbaleset-elhárítás Az emberi egészséget és biztonságot, az élet minőségét, az értéket és a környezetet veszélyeztető nukleáris veszélyhelyzet következményeinek enyhítését szolgáló intézkedések végrehajtása.

CBFJ.docx

2011.

199. oldal / 205


Verziószám: 1

Nukleáris biztonság Megfelelő üzemeltetési feltételek elérése, üzemzavarok elkerülése illetve kezelése, balesetek megelőzése, következményeinek csökkentése. Ez lehetővé teszi a dolgozók, a lakosság és a környezet megóvását a túlzott sugárzási kockázattal szemben. Redundancia Egy adott funkció teljesítéséhez több, ugyanazt a funkciót ellátó, azonos vagy diverz működési elvű és felépítésű rendszer alkalmazása annak érdekében, hogy egyszeres meghibásodás feltételezése esetén is biztosítható legyen a funkció ellátása. SBK – Súlyosbaleset-kezelés A súlyos balesetek kezelésének (SBK) célja az erőművi súlyos-baleseti szituáció kialakulásának megelőzése és/vagy a következmények csökkentése. Talajfolyósodás A földrengés által keltett rezgéshullámok hatására a vízzel telített laza talajok elveszíthetik a nyírószilárdságukat, melynek következtében folyadékszerűen viselkedhetnek. Ez az alapozás és az épület stabilitásának elvesztését, illetve a jelenség után az épületek süllyedését okozhatja. Tervezési alap A nukleáris létesítmény tervezésekor figyelembevett állapotok és kezdeti események összessége, amelybe beletartoznak a normálüzem, a várható üzemi események és a tervezési üzemzavarok, és amelyeknek a létesítmény – a konstrukció megfelelő kialakításával, méretezésével, valamint a biztonsági rendszerek működése révén – meghatározott kritériumok megsértése nélkül ellenáll. Egy adott küszöbértéknél kisebb valószínűségű események a tervezési alapon túlinak számítanak, de ezek figyelembevételére és elemzésére is szükség van. Üzemanyag Az energetikai atomreaktorok üzemanyaga hasadóképes urán vagy plutónium. Ezt megfelelő (többnyire fém-oxid) kémiai formában pasztillákba sajtolják. A pasztillákból összeállított, burkolattal ellátott pálca a fűtőelem-pálca. A fűtőelem-pálcákból kialakított egység a fűtőelemkazetta. Valószínűségi alapú biztonsági elemzés (PSA) A valószínűségi biztonsági elemzés (PSA) az esemény alapú kockázat becslésére szolgáló olyan biztonsági elemzés, amely során azonosítják a lehetséges meghibásodási eseményláncokat, meghatározzák azok bekövetkezési valószínűségét, valamint következményeiket. Válaszspektrum Frekvencia-gyorsulás függvény, amelyet a kiválasztott rezonanciafrekvenciájú egytömegű lengő rendszer földrengés gyorsulásjelre adott maximális válasz gyorsulás amplitúdójának és a frekvenciának összerendelésével kapunk. Végleges Biztonsági Jelentés (VBJ) A nukleáris létesítmények üzembe helyezésénél, üzemeltetésénél, átalakításánál és megszüntetésénél figyelembe vett, valamint figyelembe veendő tények, megfontolások és információk összefoglalását és értékelését tartalmazó összehangolt biztonsági dokumentum,

CBFJ.docx

2011.

200. oldal / 205


Verziószám: 1

vagy dokumentumok egységes gyűjteménye, amely a nukleáris létesítmény engedélyezésének alapját képezi, és amelyet a nukleáris biztonsági hatóság felügyelete alatt naprakész állapotban tartanak. Végső hőelnyelő Olyan közeg, amely képes a maradványhő befogadására, még abban az esetben is, ha további hőelviteli eszközök nem vagy csak korlátozottan állnak rendelkezésre. Ez a közeg általában a telephelyen valamilyen forrásból rendelkezésre álló víz vagy az atmoszféra levegője. Vízszintes talajfelszíni gyorsulás maximuma (PGA) A földrengésre való tervezés során a talajgyorsulást (legtöbbször annak vízszintes összetevőjét) szokták bemenő adatként használni, amelyet a gravitációs gyorsulás (g=9,81 m/s2) hányadában adnak meg. Ez a kárt okozó közvetlen hatást jellemzi. Zónasérülés A reaktorzóna roncsolódása vagy részleges megolvadása. Zónasérülési gyakoriság Az 1. szintű PSA eredményeként kapott gyakoriság, amely azt adja meg, hogy az erőmű jelenlegi üzemeltetése és kialakítása mellett mekkora eséllyel vezethetnek a különböző kezdeti események a reaktorzóna és az abban található üzemanyag sérüléséhez.

CBFJ.docx

2011.

201. oldal / 205


Verziószám: 1

Rövidítések jegyzéke Rövidítés

Jelentés

ÁOKU

Állapot Orientált Kezelési Utasítás

ÁVIT

Átfogó Vészhelyzet-kezelési és Intézkedési Terv

BESZ

Baleset Elhárítási Szervezet

BHV

Biztonsági hűtővíz

CBF

Célzott Biztonsági Felülvizsgálat

CBF EJ

Célzott Biztonsági Felülvizsgálat Előrehaladási Jelentés

CDF

Core Damage Frequency ( = zónasérülés gyakorisága)

EIK

Erőművi irányító központ

FTÁ

Földrengés-biztonsági technológiai átalakítás

HCLPF

High Confidence Low Probability Failure – nagy hihetőségű, kis valószínűségű meghibásodás

IBF

Időszakos Biztonsági Felülvizsgálat

KKB

Kormányzati Koordinációs Bizottság

KÜTR

Kiegészítő Üzemzavari Tápvíz Rendszer

KVU

Közvetlen Veszélyhelyzeti Útmutatók

MTK

Műszaki Támogató Központ

NAÜ

Nemzetközi Atomenergia Ügynökség

NBSZ

Nukleáris Biztonsági Szabályzatok

OAH

Országos Atomenergia Hivatal

OBEIT

Országos Balesetelhárítási és Intézkedési Terv

ONER

Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer

PGA

Peak Ground Acceleration ( = szabadfelszíni maximális vízszintes gyorsulás)

PLC

Programozható logikai vezérlő

PRISE

Primary to Secondary Leak ( = a primer- és szekunder kör határán keletkezett átfolyás)

PSA

Probabilistic Safety Assessment (Valószínűségi Biztonsági Elemzés)

RST

Riasztási és Segítségnyújtási Terv

SBK

Súlyos-baleset kezelés

SBKU

Súlyosbaleset-kezelési Útmutató

SBU

Súlyos Baleseti Útmutatók

CBFJ.docx

2011.

202. oldal / 205


Verziószám: 1

Rövidítés

Jelentés

SSE

Safe Shutdown Earthquake ( = maximális méretezési földrengés, amelynél garantált a blokk nukleáris biztonsága)

TVP

Tartalék Vezetési Pont

ÜTSZ

Üzemzavari Tápvíz Szivattyú

VVER

Vodo-vogyjanoj energetyicseszkij reaktor ( = vízzel moderált, vízzel hűtött energetikai reaktor)

VVP

Védett Vezetési Pont

ZÜHR

Zóna üzemzavari hűtőrendszer

CBFJ.docx

2011.

203. oldal / 205


Verziószám: 1

Közreműködők névsora Témafelelősök Fejezet 1.1 1.2, 2.1.3, 2.2.3 1.3 2.1.4, 2.2.4, 2.3 2.1.1, 2.1.2, 2.2.1, 2.2.2 2.1.5, 2.2.5 2.4, 2.5 2.6 3. PA Zrt. közreműködők Ács György Benedek János Böcz Tibor Burján Tibor Csupor József Fetter József Fenyvesi Csaba Göttli József Hackl Béla Hanol Ferenc Hornok József Karácsony Sándor Katona Tamás János Kiss Tibor Lakatos Gábor Medgyesy Ferenc Molnár Zsolt Papp Sándor Prókai Attila Racskó Imre Réhm Miklós Sárosi Zoltán István Széll János

CBFJ.docx

Eiler János Elter József Holló Előd Bareith Attila Tóth Iván Nagy László Téchy Zsolt Bana János Gadó János

PA Zrt. PA Zrt. NUBIKI NUBIKI KFKI AEKI PA Zrt. NUBIKI PA Zrt. KFKI AEKI

Szénégető Szabolcs Sziklai György Takács Zoltán Tarczal Lajos Tóth Pál Tóthné Laki Éva Tőke János Turánszki Larisza Valentiny István Vida Zoltán Vilimi András Külső közreműködők Gács András Guba Attila Hózer Zoltán Jánossy János Sebestyén Karsa Zoltán Keresztúri András Lajtha Gábor Siklóssy Tamás Számel Péter Szél Sándor

2011.

204. oldal / 205


Verziószám: 1

Szuperkontroll Team Aszódi Attila Bajsz József Eiler János Elter József Gadó János Holló Előd Horváth Miklós Ördögh Miklós Tóth János

BME NTI PA Zrt. PA Zrt. PA Zrt. KFKI AEKI NUBIKI MVM Zrt. SOM SYSTEM PA Zrt.

PA Zrt. Szakmai Felügyelő Bizottság Hamvas István Süli János Pekárik Géza Radnóti István Cziczer János

CBFJ.docx

VIG VIGH MIG BIG ÜVIG

2011.

205. oldal / 205

CÉLZOTT BIZTONSÁGI FELÜLVIZSGÁLATI JELENTÉS

Recommend Documents