III. A reaktorok tervezési biztonságának alapjai

III. A reaktorok tervezési biztonságának alapjai III.4. A DETERMINISZTIKUS TERVEZÉSI ELVEK ...................................... 2 III.4.1. ÁLTALÁNOS ELVEK ...................................................................................... 2 III.4.1.1. A tervezési cél ........................................................................................ 2 III.4.1.2. A biztonságra történő tervezés alapelvei ............................................... 3 III.4.2. A FIZIKAI GÁTAK TERVEZÉSÉNEK FŐBB ASPEKTUSAI .................................. 5 III.4.2.1. Az üzemanyag burkolat .......................................................................... 5 III.4.2.2. A primer hűtőkör.................................................................................... 7 III.4.2.3. A konténment ......................................................................................... 9 III.4.3. A BIZTONSÁGI RENDSZEREK TERVEZÉSE ................................................... 11 III.4.4. BELSŐ ÉS KÜLSŐ VESZÉLYEKRE VALÓ TERVEZÉS ..................................... 13 III.4.5. TERVEZÉS TARTALÉKOKKAL ..................................................................... 13 III.4.6. TERVEZÉS MINŐSÉGRE ÉS MEGBÍZHATÓSÁGRA ......................................... 16 III.4.6.1. Megbízhatósági követelmények ........................................................... 16 III.4.6.2. Meghibásodás-védett tervezés ............................................................. 17 III.4.6.3. Minősítés .............................................................................................. 18 III.4.6.4. Kipróbált műszaki megoldások alkalmazása ....................................... 21 III.4.7. TERVEZÉS ÉLETTARTAMRA........................................................................ 22 III.4.8. DISZPOZÍCIÓ-TERVEZÉS ............................................................................. 23 III.4.9. TERVEZÉS ÉPÍTHETŐSÉGRE ÉS LESZERELHETŐSÉGRE ............................... 26 III.4.10. FELELŐSSÉGEK ÉS MINŐSÉGBIZTOSÍTÁS A TERVEZÉS SORÁN ............... 27 III.4.11. MŰSZAKI ÜZEMELTETÉS ÉS A TERVEZÉS KAPCSOLATA ........................ 29 III.4.12. IRODALOM A FEJEZETHEZ ...................................................................... 30

Ábrák III.4-1. ábra

A tartalékok hierarchiája ................................................................................... 16

III.4-2. ábra

Csővezetékek körüli minimális távolságok az (EUR, 2012) nyomán .............................................................................................................. 24

III.4-3. ábra

A biztonsági rendszerek térbeli szétválasztása.................................................. 25

III.4-4. ábra

Blokkosítás az EPR esetében ............................................................................ 27

Táblázatok III.4-1. táblázat A követelmények differenciálása gépészeti rendszerelemek földrengésre való tervezésnél .............................................................................. 4 III.4-2. táblázat

Nyomottvizes reaktorok konténment típusai .............................................. 9

III.4-3. táblázat

Példa a konténment teherkombinációkra .................................................. 10

III.4-4. táblázat

Az AP1000 blokkosítása ........................................................................... 26

1

III.4. A determinisztikus tervezési elvek III.4.1. Általános elvek III.4.1.1.

A tervezési cél

A reaktorok, atomerőművek tervezése során két alapvető célt kell megvalósítani: − hatékonyan és megbízhatóan termelő kapacitást kell létrehozni; − a létesítménynek biztonságosnak kell tenni. A tervezés-fejlesztés iteratív eljárás, amely a termelő berendezés megalkotásával kezdődik, s amelyet a második cél érdekében biztonságot szolgáló rendszerekkel látnak el, sőt a biztonság érdekében magának a termelő kapacitásnak a konstrukcióját is módosíthatják. Az optimális konstrukció mindkét szempontból teljesíti az elvárásokat, de mint minimum, kötelezően teljesíti a biztonsági követelményeket. A biztonság némileg a tervezésen is túlmutató intézkedések összességével valósítható meg: 1) a tervezési alap adekvát meghatározásával (lásd a III.3. fejezetet); 2) megfelelő tervezéssel, amely magában foglalja a) a konstrukció megfelelő kialakítását; b) az ellenőrzött metodikák, a nukleáris ipar területén előírt szabványok és jó ipari gyakorlat szerint végzett méretezést és ellenőrzést; c) megbízható, minőségi és minősített termékek alkalmazását; d) megfelelő műszerezést, szabályozást, védelmek alkalmazását, illetve ember-gép kapcsolat kialakítását; 3) üzemviteli, üzemzavar- és baleset- elhárítási eljárásokkal; 4) a megkövetelt műszaki állapot fenntartását szolgáló üzemeltetői programokkal (karbantartás, felülvizsgálatok, öregedés-kezelés, tervszerű felújítások és cserék, stb.), illetve a terv szintjén mindezek lehetőségének megteremtésével; 5) az üzemi rend fenntartásával; 6) a biztonság értékelésével, újraértékelésével és ezek eredményeinek hasznosításával a létesítmény minden életszakaszában kezdve a tervezés fázisától az időszakos biztonsági felülvizsgálatokon át; 7) az üzemeltetési tapasztalatoknak visszacsatolásával a létesítmény minden életszakaszában kezdve a tervezés fázisától az időszakos biztonsági felülvizsgálatokon át; 8) a fentiek során a biztonsági követelmények betartásával. A biztonságra történő tervezés – azon túl, hogy speciális biztonsági rendszereket és eszközöket kell konstruálni az üzemzavarok, balesetek kezelésére – egy összetett rendszerként, egymással összefüggő részfeladatok halmazaként fogható fel, melynek elemei a következők: − meghibásodás-védett tervezés, − tervezés tartalékokkal, a hirtelen tönkremenetel, a „cliff-edge” lehetőségének kiküszöbölése, − tervezés minőségre és megbízhatóságra, − tervezés élettartamra, − tervezés építhetőségre, 2

− ember-gép kapcsolat megtervezése, − fizikai védelem megtervezése, − baleset-elhárítás megvalósításának megtervezése. Az alapvető tervezési célok teljesítését az olyan koncepciók, eszközök és megoldások teszik lehetővé, mint − az egyes biztonsági (és üzemi) funkciót megvalósító rendszerek többszörözése, a redundancia alkalmazása, − a redundáns rendszerek egymástól eltérő kivitelezése, eltérő elemekből való felépítése, azaz a diverzitás alkalmazása, − az egyes rendszerek vagy azonos funkciót megvalósító redundáns rendszerek térbeli szétválasztása, − a létesítmények, blokkok funkcionális függetlenségének biztosítása, amennyiben egy telephelyen több lenne, − kipróbált eljárások és eszközök, gyártmányok alkalmazása, − az egyszerűségre való törekvés, − a meghibásodás-védett eszközök alkalmazása, − a passzív, inherensen biztonságos eszközök alkalmazása, − operátori beavatkozás szükségességének korlátozása, − külső beavatkozás szükségességének korlátozása, illetve − a fentiek ésszerű kombinációi. Az atomerőművek, nukleáris létesítmények tervezése szigorúan szabályok szerint történik (deisgn by rules), azaz a nukleáris biztonsági, sugárvédelmi, munkabiztonsági, stb. követelmények, jogszabályokban foglalt előírások betartásával és a nukleáris létesítményekre alkalmazható szabványok szerint és minőségirányítás mellett. Leegyszerűsítve azt mondhatjuk, hogy a tervezés szabványok által meghatározott tevékenység, amely szabványok akkumulálják az ipari tudást és tapasztalatot. III.4.1.2.

A biztonságra történő tervezés alapelvei

A tervezésnél két alapvető elvet követnek: a mélységben tagolt védelem elvét (lásd a XXX. fejezetet), illetve a biztonsági relevancia szerinti fokozatosság elvét. A rendszereket, rendszerelemeket biztonság szerinti fontosságuk alapján osztályokba sorolják, amelyet a XXX. fejezet mutat be. Az osztályba sorolás azonban nem lenne több, mint szimpla dobozolás, ha az egyes osztályokhoz nem rendelnénk a fontosságnak megfelelően differenciált tervezési, gyártási, létesítési üzemeltetési és fenntartási követelményeket. Itt a biztonsági osztály szerint differenciált tervezési követelményekkel foglalkozunk, azaz az alkalmazható tervezési módszerek és szabványok differenciált megválasztását mutatjuk be. Ezek a módszerek meghatározzák a rendszer/rendszerelem minőségi mutatóit, megbízhatóságát, s betervezett tartalékait. A legmagasabb minőségi szintet a reaktor-berendezés esetében követeljük meg, amely magában foglalja magát a reaktort, a reaktor hűtőkört és az ehhez kapcsolódó technológiákat, s amelyeket az ipar legmagasabb minőségi normái szerint kell megtervezni. Például, a reaktor-berendezés tervezéséhez az ASME BPVC Section III, Class 1 osztályra vonatkozó (NB-3600) szabványt alkalmazzák, míg a többi, biztonsági osztályba sorolt rendszert, rendszerelemet (gépésztechnológiai és tartószerkezetet) pedig a besorolásuknak megfelelően az ASME BPVC Section III, Class 2 (NC-3600), illetve 3 osztályra (ND-3600) vonatkozó szabványok szerint tervezik (ASME, 2007). A villamos és irányítástechnikai rendszerek, rendszerelemek 3

esetében a legmagasabb biztonsági besorolásúakat az Institute of Electrical and Electronics Engineers (IEEE) 1E osztálynak megfelelő szabványok szerint tervezik (például IEEE Standard 603). Más szabványrendszerek, mint például az orosz PNAE, vagy a francia AFCEN nukleáris szabványsorozat esetében is létezik a nukleáris biztonsági előírásoknak megfelelő összerendelése a biztonsági osztálynak és az alkalmazható szabványnak. A biztonsági funkcióval nem rendelkező rendszereket, rendszerelemeket az általános ipari gyakorlatnak megfelelően kell megtervezni. A biztonsági osztályba sorolás mellett gyakorlat a földrengés-biztonsági kategorizálás, amelynek meg kell határoznia a tervezési alapba tartozó biztonsági földrengésre történő tervezést, illetve minősítést. Jól meggondolva a dolgot, a biztonsági relevancia szerinti minőségi csoportba, illetve biztonsági osztályba való besorolás mellett a külön földrengés-biztonsági kategorizálás értelmét veszíti. Egy momentum azonban mégis figyelmet érdemel a földrengés és más külső hatások vonatkozásában. Nevezetesen, a külső veszélyek hatásai olyan meghibásodásokat okozhatnak a biztonsági funkcióval nem rendelkező rendszerelemek esetében, amelyek biztonsági funkciók megvalósulását akadályozzák valamilyen kölcsönhatás miatt, mint például rádőlés, elárasztás. A veszélyeztető rendszerelemet úgy kell megtervezni, hogy a biztonsági funkciót veszélyeztető meghibásodás, például megcsúszás, felborulás ne történhessen meg. A gépészeti rendszerelemekre a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályba sorolás és a tervezési szabvány összerendelésére mutat példát a III.4-1. táblázat. III.4-1. táblázat A követelmények differenciálása gépészeti rendszerelemek földrengésre való tervezésnél

2. szeizmikus osztály, ASME ASME ASME a földrengés alatt és BPVC III, BPVC III, BPVC III, után passzív NB-3600 NC-3600 ND-3600 biztonsági funkciója van 3. szeizmikus osztály, a kölcsönhatások miatt biztonsági nem értelmezhető funkciót veszélyeztet nem besorolt nem értelmezhető

nem értelmezhető

1. biztonsági 2. biztonsági 3. biztonsági nem osztály osztály osztály biztonsági osztály 1. szeizmikus osztály, nyomástartás a földrengés alatt és ASME ASME ASME után aktív BPVC III, BPVC III, BPVC III, biztonsági NB-3600 NC-3600 ND-3600 funkciója van minősítés ASME QME-1-2007

ipari szabványok szerint, a kölcsönhatás kizárása ipari szabványok szerint

A biztonsági relevancia szerinti osztályozás jelentősen fejlődött, mindenekelőtt a kockázat szerinti megfontolások alkalmazása irányában. Ez lehetővé teszi, hogy a determinisztikus szemléletben biztonsági szempontból fontosnak ítélt egyes 4

szerkezetek, rendszerek, és komponensek hozzájárulása a létesítmény kockázatához elhanyagolható lehet, míg másoknak, amelyeket a determinisztikus módszer szerint biztonsági szempontból irrelevánsnak osztályozunk, lehet jelentős hozzájárulása a létesítmény kockázatához. Ilyenek például azok a nem biztonsági rendszerek, amelyek sérülése egy külső hatásra veszélyeztetheti valamely biztonsági rendszer működését, vagy azok, amelyek a mélységi védelem elvének megvalósításához elengedhetetlenek. Az ilyen szemléletű osztályozás azon túl, hogy általában is növeli a biztonság céljából tett tervezői intézkedések céltudatosságát és hatékonyságát, racionalizálja a ráfordításokat a biztonsághoz való hozzájárulás mértékében. Ez egy olyan pont, amikor tervezés és a biztonsági elemzés egymásra hatása megnyilvánul. A racionális tervezési megoldásokra különösen a balesetkezelés speciális eszközeinek tervezésénél kell törekedni. Nyilvánvaló, hogy egy mobil hűtővíz betáplálást például a pihentető medence hűtésére egy súlyos földrengés után, főleg, ha az még flexibilis csővezetékkel is történik, nem a reaktor-berendezés esetében alkalmazott szabványok és kritériumok szerint kell megtervezni. III.4.2. A fizikai gátak tervezésének főbb aspektusai A fizikai gátak (lásd a XXX. fejezetet) megfelelő tervezése meghatározza az atomerőmű biztonságát. Itt példaként a fűtőelem-burkolat (beleértve az üzemanyag mátrixot is), a reaktor és a primerkör (együttesen reaktor-berendezés) nyomástartó kontúrja és a konténment tervezésének legfontosabb aspektusait mutatjuk be. A fizikai gátak közös vonása, hogy azok passzív teherviselő, nyomástartó szerkezetek, bár a konténment és a primerkör inkább komplex rendszerként fogható fel, amely technológiai folyamatokat is megvalósít. A tervezési folyamat a rendszertechnikai, technológiai-termohidraulikai tervezéssel kezdődik, amelyet a konstrukció méretezése és a különböző rendkívüli hatásokra történő ellenőrzése követ. A TA1-4 üzemállapotokra a terheket, hatásokat az üzemzavari folyamatok elemzéséből kell származtatni, melynek módját, illetve a terhek/hatások kombinációit a nukleáris biztonsági követelmények és a szabványok meghatározzák. A megfelelőség kritériumai is a nukleáris biztonsági előírásokból, vagy a szabványokból származnak. A TAK1, de még inkább a TAK2 folyamatokra jellemző hatásokra különleges, a nukleáris iparban általában alkalmazott szabványoktól eltérő, egyedileg verifikált eljárásokkal, illetve a megfelelőség kritériumok szerint kezelik, kezelhetik a tervezők. Egyes TA1-4 üzemállapotokra, de különösen a TAK1 és TAK2 esetekre a megfelelőséget nem egy-egy rendszerelemre vonatkoztatott valamely normatív érték, például megengedett feszültség alapján, hanem komplex, determinisztikus vagy valószínűségi biztonsági elemzésekkel lehet igazolni. A tervezésnél figyelembe kell venni a létesítmény életciklusa alatt ható öregedési folyamatokat is. III.4.2.1.

Az üzemanyag burkolat

Az üzemanyag köteg, illetve a fűtőelem egy sajátos konstrukció. Egyfelől alapeleme az energiatermelő technológiai rendszernek, a biztonságot tekintve pedig funkciója passzív, nem izolálható gát, így a magyar szabályozás szerint a legmagasabb biztonsági osztályba kell sorolni. Más szabályozási rendszerekben az üzemanyag nem besorolt, nem vonatkozik rá az egyszeres meghibásodás elve, nem tárgya a formális minősítési programoknak. Az az üzemanyag kazetták vagy kötegek konstrukciója, típusai ma letisztultak, áttekintést erről a (NEI, 2004) ad. A nukleáris üzemanyag tervezése a nukleáris biztonsági előírások és a gyártóművek (gyakran nem publikus) szabványai szerint történik. A tervezési eljárás legfontosabb aspektusai 5

közismertek, illetve megismerhetők például a francia RCC-C Design and Construction Rules for Civil Nuclear Fuel (AFCEN, 2005) szabványból. A fűtőelem burkolat és a köteg tervezési életciklusai során eltérő tervezési követelményeket kell teljesíteni. Ilyenek a hosszú idejű (többéves) tárolást, az üzemelést (3-5 év), a pihentetést (általában 5 év) és az átmeneti tárolást (50-100 év). Normálüzemi körülmények között és üzemi tranziensek során a fűtőelem és az üzemanyag köteg konstrukciójának, valamint az aktív zónát befogadó szerkezetnek, amely a kötegek stabilitását biztosítja, továbbá a primerköri vízüzemnek együttesen biztosítania kell, hogy a fűtőelem-burkolat gáztömörtelensége minimális legyen és a fűtőelemek hűthetők legyenek. Ez nem egyszerű feladat, hiszen egy 1000MW villamos teljesítményű reaktor esetében csaknem 6000 m2 vékonyfalú csőfelület, az EPR esetében például hozzávetőlegesen 7600 m2 felület gáztömörségéről van szó. Ma az 1/100000 darab szivárgó friss fűtőelem az elvárás, a cél pedig az 1/500000. A burkolat megbízhatóságát és a megfelelő hűtést minősítő korlátok például a következők: − az üzemanyag tabletták középponti hőmérséklete elegendően nagy tartalékkal az olvadáspont alatt legyen (például legyen <1400oC szemben a 2800 oC olvadásponttal), − a burkolat hőmérséklete ne legyen lényegesen magasabb, mint a hűtőközegé (például <650oC az üzemzavari tranziensek során), − üzemi tranziensek során is nagy megbízhatósággal legyen elvárható, hogy a legforróbb fűtőelem felületén sem következik be forrásos krízis, ami nem zárja ki a krízis felléptét, de jelentősen korlátozza (például az EPR zónában lévő 63865 fűtőelem nem több mint 0,1%-nál, azaz 64 fűtőelemnél), − a gáztömörtelenség legyen minimális és a fűtőelem belső nyomása ne haladja meg a hűtőközeg üzemi nyomását. A tömörséget és állékonyságát alapvetően a burkolat anyagminősége határozza meg, de az üzemanyag pálca integritására hatással van a hossz menti teljesítményegyenlőtlenség is, s arra kell törekedni, hogy a pálcák közötti áramlási keresztmetszet kiegyenlített hőelvitelt biztosítson a minden pálca kerülete mentén. A köteg konstrukciója meghatározza fűtőelemek hűtését a stabil pozícionálás és az áramlási keresztmetszet által. A köteg konstrukciója egyben a szabályzó elemek megvezető csöveinek precíz geometriája révén a szabályzó elemek akadálytalan beesését is biztosítja. A kötegek stabil pozicionálását pedig a zóna, mint szerkezet és a zónatartó-kosár konstrukciója határozza meg. A tervezésnél például az alábbi igénybevételeket és degradációs folyamatokat kell figyelembe venni: − a fűtőelemek, a megvezető csövek és a köteg konstrukciós elemeiben keletkező feszültségeket alakváltozásokat, amelyeket a normálüzem, az üzemmód váltások és tranziensek okoznak, − a fáradást okozó ciklikus igénybevételeket, − a burkolat és a szerkezeti elemek oxidációját és hidridizációját, illetve az ebből eredő ridegedést, − a hűtőközeg kémiai tulajdonságait és a termohidraulikai hatásokat, − a tabletták sűrűségváltozását és felduzzadását, − a szállítás és az manipulációk igénybevételeit.

6

A fűtőelem köteg épségét biztosítani kell az üzemanyag manipulációk során is, így figyelembe kell venni a leejtés, az ütközés lehetőségét és hatásait (közvetlenül és a szállító konténerben elhelyezve is). A tervezés során meg kell határozni a pihentetés körülményeit, a pihentető medence hűtőközegének vízüzemét és hőmérsékletét (legyen például <50oC), valamint a burkolat megengedett hőmérséklet a száraz és nedves átmeneti tárolásnál (legyen például <40oC). A fűtőelem-burkolat, mint fizikai gát viselkedése üzemzavari körülmények között válik rendkívül kritikussá. A tervezés során meg kell határozni és biztonsági elemzésekkel igazolni kell a hosszú távú hűthetőség, illetve a kezelhetőség feltételeként a megengedett fűtőelem-sérülés mértékét. Ezt az oxidáció, a hőtágulásokból származó relatív elmozdulások, alakváltozások, a besugárzás hatására történő anyagtulajdonság- és méretváltozások és mindezek által együttesen okozott degradáció vált ki. A tervezési alapba tartozó üzemzavarok esetében a fűtőelem sérülést maximum 10%-ban korlátozzák. A burkolat-hőmérséklet nem haladhatja meg azt az értéket (1200oC), amely intenzív oxidációhoz vezet, következésképp az elvékonyodott burkolat nem tudja elviselni az üzemzavar-kezelés során fellépő termomechanikai igénybevételeket, mint az újranedvesítés okozta hőütést. A konténment épsége szempontjából kritikus a cirkónium vízgőz reakció következtében keletkező hidrogén mennyisége. A keletkező hidrogén mennyiségét a tervezési alapba tartozó üzemzavarokra limitálják a cirkónium teljes mennyiségének reakciójából származó hidrogén kis százalékában (≤1%). A korszerű tervezési gyakorlat biztosítja, hogy a hűtőközeg-vesztés esetén a burkolat maximális hőmérséklete kisebb, mint 1207oC, s a lokális oxidáció mértéke is maximált (≤17%). III.4.2.2.

A primer hűtőkör

A nukleáris gőzfejlesztő berendezés vagy reaktor-berendezés (a reaktortartály, a tartályon belüli szerkezetek, a primer hűtőkör a gőzfejlesztővel és a fő keringető szivattyúval, illetve a csatlakozó rendszerek az első kettős kizárásig) képezi azt a konstrukciót, amelyben megvalósul az alapvető nukleáris-gőztermelő folyamat. A reaktor-berendezés tervezésének első lépése az energiatermelő technológiai folyamat tervezésével kezdődik, melynek két sarkalatos eleme van: adott konstrukciójú üzemanyag kötegekből összeállított aktív zóna, amely megadott termikus teljesítménnyel bír az üzemanyagra, fűtőelemekre megszabott korlátok mellett, a másik sarkalatos elem a turbina, amely megadott paraméterekkel rendelkező gőzáramot igényel a terv szerinti nominális teljesítmény leadásához. Alapvetően ez szabja meg a reaktor-berendezés elemeinek, így a primer hűtőkörnek konstrukcióját. A nyomottvizes rendszerekben a hurkok számát, alapvető hidraulikai keresztmetszeteit a gőzfejlesztők száma, illetve egységteljesítménye határozza meg. Természetesen a nukleáris gőzfejlesztő berendezés egyes elemeinek konstrukciójára, méreteire a gyártástechnológiai lehetőségek, mint például a kovácsolt tartályelemek maximális méretei, és a komponensek szállíthatósága is hatással van. Ez utóbbira példa a vasúti szállíthatóság miatt korlátozott átmérőjű VVER reaktortartály. Biztonsági szempontból a reaktor-berendezés egy adott geometriájú nyomástartó kontúr, vagy másképp egy passzív, nem izolálható gát. Az atomerőművek tradicionális biztonsági kérdése e gát sérülése, törése és a hűtőközegvesztés. Ezért e nyomástartó kontúrt képező komponensek és csővezetékek minősége a tervezés kardinális kérdése úgy az anyagválasztás, a méretezés, ellenőrzés, a gyártás, a szerelés tekintetében, mint az üzemeltetés és üzem közbeni felügyelet

7

vonatkozásában. A primer hűtőkör nyomástartó kontúrja a legmagasabb biztonsági és szabványosztályba tartoznak. A primer hűtőkör főbb tervezési szabvány-rendszerei az USA-ban az ASME BPVC Section III (ASME, 2007), Franciaországban az RCC-M (AFCEN, 2007), Oroszországban a PNAE G-7-008-89 (PNAE 1989). A primer hűtőkör anyagának szívósnak kell lenni, eleve ridegtörésre hajlamos anyagok nem alkalmazhatók, s az üzemelés során bekövetkező anyagtulajdonságváltozásokat, ridegedést figyelembe kell venni. A tervezésnél a TA1-4 üzemállapotokra jellemző terheket és hatásokat kell figyelembe venni, amelyeket a szabványok terhelési esetekbe csoportosítják, például az ASME BPVC Section III esetében a méretezés (Design) és Service level A, B, C és D és a teszt terhelési esetekre. Az alapvető méreteket (csővezetékek, szivattyúház, tartály falvastagsága) a tartós üzemi terhek és hatások szabják meg. A további terhelési esetek a normálüzemi, rendkívüli és extrém terhelési esetekben a globális és lokális hatásokra, illetve az elsődleges és másodlagos feszültségekre határozzák meg az ellenőrzés módját és a megfelelőség kritériumait. A tervezési alapon túli hatásokra, mint például a gőzrobbanás egy súlyos baleset esetén vagy a tartályfenék átolvadása, a fejlesztők speciális elemzési eljárásokat és egyedileg validált megfelelőségi kritériumokat határoznak meg. A tervezésnél számolni kell az élettartam során ható, s az élettartamot korlátozó degradációs mechanizmusokkal, mint például a reaktor-tartály anyagának sugárkárosodása, illetve ridegedése, egyes komponensek termikus ridegedése, a fáradás, a gőzfejlesztő hőátadó csövek korróziója. A besugárzott reaktor tartály-anyag ridegtörésének elkerülése a döntő szempont a nyomás- és hőmérsékletváltozás megengedett sebességének meghatározásánál, ami egyúttal az erőmű manőverező képességét is döntően befolyásolja. A fenti szabvány-rendszerek az anyagválasztást, a méretezést, a túlnyomásvédelmet, a gyártást, szerelést, üzemeltetést és üzem közbeni felügyeletet közel azonos módon szabályozzák (ASME, 2012a), s alkalmazásuk lényegében azonos biztonságot eredményez. A konstrukció kialakítása is hasonló például az összes nyomottvizes reaktor-berendezést tekintve, amelyek között a VVER-típusú reaktorberendezések rendelkeznek bizonyos sajátosságokkal, mint a csonköv kialakítása, azaz a ki és belépő csonkok két sorban való elhelyezése, vagy a VVER-440/213 esetében főelzáró tolózárak alkalmazása a hurkokon. Különbség van a tervek/típusok között a gőzfejlesztő típus és méret, s ezzel együtt a hurkok száma, a primerköri nyomvonal-vezetés és diszpozíció kialakítása tekintetében. Ezek a különbségek fontosak lehetnek a gyártást és szerelést, a kiszolgálást és az üzem közbeni ellenőrzést tekintve, például ez utóbbi különbség megnyilvánul a helyszínen készült hegesztési varratok számában és ellenőrzésének volumenében. Az optimális diszpozíció és berendezésméret, illetve csővezeték átmérők döntően befolyásolják a beruházás költségeit, de hatnak a biztonságra is a primerkör kiszolgálhatósága, vizsgálhatósága révén. A primerköri csővezetékek – s általában a nagyenergiájú csővezetékek – törésének a környezetet veszélyeztető dinamikai hatásai vannak, mint a tört csővég ostorozása, reakcióerők hatása a kihorgonyzásokra. A korszerű tervezési gyakorlatban ezeket a dinamikai hatásokat figyelmen kívül hagyják, ha úgynevezett leak-beforebreak (LBB) elemzésekkel igazolható, hogy a törés előtt olyan szivárgás lép fel, amely detektálható, s kezelői intézkedésekkel a törés kialakulása megakadályozható, továbbá megfelelő felülvizsgálati programokkal a repedésmentesség ellenőrizhető. A csővezeték szakaszok törésmentességét (break exclusion zones) igazolva egyszerűbbé 8

válik a reaktortartályon belüli szerkezetek, a konténmenten belüli szerkezetek, az átvezetések, s legalább részben el lehet tekinteni a primerköri elmozdulás-gátlók beépítésétől, ami elősegíti a konténmenten belüli optimális diszpozíció kialakítását. III.4.2.3.

A konténment

A konténment a reaktor-berendezést és az ahhoz közvetlenül kapcsolódó rendszereket magába záró nyomástartó, hermetikus építmény, amely megakadályozza vagy korlátozza a radioaktív anyagok környezetbe jutását, ha a reaktor-berendezés nyomástartó kontúrja sérülne. A konténment védi a reaktor-berendezést és az ahhoz közvetlenül kapcsolódó rendszereket a külső környezeti veszélyektől, hatásoktól. Különböző tervezési koncepciójú konténmentek léteznek. A konténment típusokat a III.4-2. táblázat mutatja be (Hessheimer, Dameron, 2006 alapján). III.4-2. táblázat

Nyomottvizes reaktorok konténment típusai acél henger/héj vasbeton henger acél burkolattal

feszített vasbeton henger acél burkolattal

szubatmoszférikus primer konténment csökkentett nyomású konténmentek

jég-kondenzátoros primer konténment buborékoltatókondenzátoros konténment

acél henger/héj vasbeton védőépülettel egyszeres: vasbeton héj acél burkolattal kettősfalú: vasbeton henger acél burkolattal és külső konténment fallal 1-D függőleges feszített vasbeton henger acél burkolattal átlósan feszített vasbeton henger acél burkolattal 3-D függőleges feszített vasbeton henger acél burkolattal 3-D függőleges feszített vasbeton henger acél burkolattal és külső konténment fallal vasbeton henger acél burkolattal (üzem közben mintegy 35kPa depresszió) acél henger vasbeton védőépülettel vasbeton henger acél burkolattal vasbeton doboz-szerkezet acél burkolattal (VVER440/213)

A konténment valójában szerkezeti és technológiai szempontból is rendszerként fogható fel, hiszen a nyomástartó elemeken (például az átvezetések, az izoláló elemek, túlnyomás-védelem) kívül részei a rendszernek a konténment hűtőrendszere, légterének szellőzése, a robbanóképes gázok kezelésének rendszere is. Már a TMI üzemzavart követően a konténmentek határ-terhelhetősége és a súlyos baleseti folyamatok kerültek előtérbe, és a fejlesztések a baleset-kezelésre, különösen a konténmenten belüli hidrogén-robbanás elkerülésére, illetve a reaktortartály külső hűtésének és a zóna-olvadék kezelésének megoldására irányultak. A 2001. szeptember 11-i WTC terrortámadást következményeként a külső hatásokkal szembeni védelem is a fejlesztések fontos céljává vált. A fukushimai tragédia megerősítette, olyan konténment konstrukcióra és műszaki eszközökre van szükség, amelyekkel a visszatartási funkció a baleset során minél tovább biztosítható. A konténment, mint acélból vagy vasbetonból (előfeszítéssel ritkábban a nélkül) készült nyomástartó szerkezet tervezését jól kialakult szabályok, illetve szabványok alapján végzik, mint például az USA-ban az ASME BPVC Section III (ASME, 2010 9

és 2011), Franciaországban pedig az AFCEN 2010, Oroszországban a PNAE G-10007-89 szabvány szerint. III.4-3. táblázat

Példa a konténment teherkombinációkra

karakterisztikus

extrém

repülőgép rázuhanás

robbanás lökéshullám

-

-

-

-

-

+

-

-

-

-

+ + + + + + + + + +

+ + + + -

+ + + + -

+ +

+ +

+ -

+ + + + + + + + +

+ -

+ -

+ -

maximális méretezési

+

„tervezési”

+

méretezési üzemzavar

üzemzavari

humán

normálüzem

rendkívüli

technológiai állandó és tartós

üzemi: tartós, rövid idejű

terhek és hatások szeizmikus klimatikus

üzembe helyezési üzembe helyezési

Fázis

A konténmentet a 2. biztonsági, és első földrengés-biztonsági osztályba sorolják. A konténment technológiai rendszereit a biztonsági rendszerekre vonatkozó szabályok és a biztonsági osztálynak megfelelő szabványok szerint tervezik. A túlnyomás elleni védelem csak egyes típusoknál jelenik meg önállóan, ahol a szerkezeti épség megóvására lefúvatási lehetőség van, például német Konvoi és francia N4 típusoknál van lehetőség szűrt leeresztésre. Míg más konstrukciók esetében a túlnyomás elleni védelmet a konténment hűtésével oldják meg A terv megfelelőségének megítélésre szolgáló kritikus határértékek funkcionálisak, s nem szerkezetiek, azaz a tömörség (s nem az elsődleges szabványos teherbírás), a by-pass szivárgás mértéke, a kibocsátásokból eredő dóziskorlát a tényleges megfelelőségi kritérium. Az utóbbi idők felismerése alapján pedig fontos mutatóvá vált a konténment visszatartási képességének megmaradása, illetve ennek időtartama baleseti körülmények között. Külön megfontolásokat követelnek úgy a tervezés, mint a megfelelőség igazolása szempontjából a repülőgép rázuhanás és a külső robbanás, illetve a két extrém teher, a hűtőközeg vesztés és a biztonsági földrengés kombinációja, továbbá a tervezési alapot meghaladó esetek. Ezekre az esetekre a szerkezet modellezése, a terhek és a teherbíró képesség felvétele egyaránt a legjobb becslés elve szerint történik, a megfelelőség kritériuma általában a korlátozott környezeti hatás, azaz a visszatartási funkció biztosítása a megengedett szivárgás értékétől való meghatározott eltéréssel és a szerkezet maradó, de a következményeit tekintve elfogadható mértékű 10

alakváltozása mellett. A konténment megfelelőségének megalapozása különösen tervezési alapot meghaladó terhekre és körülményekre intenzív kutatást, s sok termohidraulikai és mechanikai kisminta kísérletet igényel, a teljesség igénye nélkül lásd például (Hessheimer, 2003), (Hessheimer, Dameron 2006). A konténment funkcionális megfelelőségét az üzembe helyezés során, illetve üzem közben tömörség-vizsgálatokkal ellenőrzik. Háromféle konténment tömörségeellenőrző tesztet szoktak végezni: − első integrális illetve ismételt integrális tömörségvizsgálatot; − az átvezetések, zsilipek, stb. lokális tömörségvizsgálatát; − a konténment izoláló armatúrák tömörségvizsgálatát. Az integrális tömörségvizsgálat nyomásértéke lehet igen magas is, például 0,9÷1,0Pd. Fentiek mellett létezik a nyomáspróba, ami nem a szivárgás-ellenőrzésre, hanem a szilárdság ellenőrzésére szolgál az üzembe helyezés során. Ezen a helyen illik néhány szót ejteni a VVER-440/213 modell konténmentjéről, amely még a megnevezését tekintve is viták tárgya. A paksi atomerőmű konténmentje egy vasbeton doboz-szerkezet. A vasbeton falakat úgy méretezték, hogy azok 2,5 bar nyomást képesek legyenek elviselni (a biztos sérülést jelentő határterhelés ennél több mint kétszer nagyobb). Annak érdekében, hogy az üzemzavart követően ennél nagyobb nyomás ne alakulhasson ki, buborékoltató kondenzátort építettek be (ez van az úgynevezett lokalizációs toronyban), azaz a paksi konténment csökkentett nyomású. A hermetizálásra a vasbeton falat beborító acéllemez burkolat szolgál. Ettől eltérő megoldásra példa a Loviisai atomerőmű konténmentje, amely ugyan hengeres alakú acél-héj egy vasbeton épület, de ez is csökkentett nyomású konténment, csak nem buborékoltató kondenzátor, hanem szárazjég kondenzátor szolgál a nyomás csökkentésére. A VVER-440/213 atomerőmű típus konténmentjével szemben az a kifogás, hogy a vasbeton falak hermetizáló acéllemez burkolata és a konténmenten lévő átvezetések, zsilipek tömörtelenségei más konténmentekhez viszonyítva magas huszonnégy-órás szivárgást eredményeznek, a terv szerinti megengedett érték 14,6% (WENRA, 2000). A konténment nyomáscsökkentő rendszereivel elérhető azonban, hogy a tervezési alapba tartozó üzemzavarok esetén, a relatíve magas 24 órás szivárgás ellenére sem lesznek olyan mértékű kibocsátások, amelyek a hatósági korlátokat meghaladó dózisokat eredményeznének. A VVER-440/213 konténment funkcióját és integritását is meghatározza a buborékoltató kondenzátor hatékonysága. Ezt nagyléptékű kísérletekkel igazolták (NEA, 2003) és (Blinkov, 2011). III.4.3. A biztonsági rendszerek tervezése A biztonsági rendszerek konstrukciós sokféleségét nem célunk itt bemutatni, csak a tervezés általános kérdéseivel foglalkozunk, mint az osztályba sorolásnak megfelelő tervezési kódok azonosítása, s a koncepcionális konstrukciós megoldások áttekintése. A tervezési alap meghatározása a III-3. fejezet tárgya. A nyomottvizes reaktorok főbb biztonsági rendszerei az alábbiak: − a reaktor üzemzavari leállító rendszerei, − a vezénylők kiszolgálhatóságát biztosító rendszerek, − üzemzavari zónahűtés rendszerei, − lehűtő rendszer/ remanens hő hűtő-rendszere, − reaktor túlnyomás-védelme − baleseti zóna-hűtés és túlnyomás-védelem, − konténment izoláló rendszerek, 11

− konténment hűtés, szellőzés, gázkezelés rendszerei tervezési üzemzavari esetekre, − konténment hűtés, szellőzés, gázkezelés, túlnyomás-védelem rendszerei komplex üzemzavarokra és baleseti körülmények, − pihentető-medence hűtés rendszerei, − biztonsági villamosenergia-ellátás rendszerei. A biztonsági rendszereket a 2. és 3. biztonsági osztályba sorolják. A gépészeti rendszerelemek biztonsági osztályhoz rendelt tervezési szabványaira példát a III.4-1. táblázat ad. A villamos és irányítástechnikai rendszerek konkrét tervezését tekintve az IEEE 1E osztálynak megfelelő szabványokat (IEEE Standard 603 és 279), vagy ezzel egyenértékű, például az IEC szabványokat alkalmazzák. Ezek megkövetelik a tervezési alap rögzítését, a redundanciát, a függetlenséget, az egyszeres meghibásodás védettséget, a minősítést és az önellenőrzést. A kezdeti események, illetve a külső és belső veszélyek jellemzői alapján a tervezésnél számításba veendő terhek és körülmények származtatására példákat láttunk az előző, III-4.1. és III-4.2. fejezetekben, illetve a III-3. fejezetben. A biztonsági rendszerek tervezésénél alkalmazott elveket és szabályokat, mint a külső és belső veszélyekre, minőségre és megbízhatóságra való tervezés, a III-4.4.÷II4.9. fejezetek tartalmazzák. A mélységi védelem elvének megfelelően a normálüzemi állapot fenntartásának és az attól való (kis) eltérés kezelésének közvetett biztonsági relevanciája van. Ez a kockázat alapú besorolás esetén a nem biztonsági, de biztonságra hatással lévő rendszerek, rendszerelemek kategóriája, lásd (NRC, 2006). Ezekre a rendszerekre is érvényesek a főbb tervezési elvek és konstrukciós megoldások és minőségi, megbízhatósági követelmények függetlenül attól, hogy nem tekinthetjük általánosnak e rendszerek biztonsági osztályba sorolását. A biztonsági osztályba sorolt rendszereket úgy kell tervezni, hogy azok üzem közben szükséges karbantartása vagy tesztelése miatt az atomerőművet ne kelljen leállítani. A megengedhető karbantartási időket, illetve a meghibásodott állapot tűrésének maximális idejét valószínűségi biztonsági elemezésekkel állapítják meg. Az alapvető biztonsági funkciókat megvalósító rendszerek, rendszerelemek tervezésénél bevett elvek a következők: A. Az adott funkciót megvalósító rendszerek többszörözése, azaz kétszeres, háromszoros redundancia alkalmazása. B. Az azonos funkciót teljesítő rendszerek diverz, egymástól elérő gyártmányú, kivitelű, működési elvű elemekből való felépítése, ezzel csökkentve annak lehetőségét, hogy a redundáns rendszerek egyszerre essenek ki, hiszen az azonos elemek azonos módon és időben hibásodhatnak meg; C. A redundáns biztonsági rendszerek térbeli szétválasztása, hogy egy tűz vagy más meghibásodást okozó hatás egyszerre ne érhessen több rendszert (lásd a III-4.8. fejezetet); D. Meghibásodás-védett megoldások alkalmazása, fail-safe tervezés (a rendszerek és rendszerelemek azon tulajdonsága, amely biztosítja, hogy a meghibásodott rendszer, rendszerelem a hibát követően közvetlenül biztonságos állapotba kerül) (lásd a III.4.6.2. fejezetet); E. Minősített rendszerelemek alkalmazása Lásd a (III.4.6.3. fejezetet); F. Passzív rendszerek alkalmazása, mint a reaktor természetes cirkulációs hűtése, a konténment gravitációs hűtése, lásd a konténment hűtés és hidrogén-kezelés példáját a III.4.2.3. fejezetben. Az ilyen biztonsági rendszerek működéséhez,

12

még a hosszú távú működtetéshez is nagyon kevés kezelői beavatkozásra van szükség, itt a beavatkozások mellett a bonyolult automatika is mellőzhető; G. Kipróbált/bevált megoldások, eszközök, gyártmányok, stb. alkalmazása. III.4.4. Belső és külső veszélyekre való tervezés A tervezési alapba tartozó veszélyekkel szembeni biztonság, s a tervezési alapot meghaladó veszélyek következtében kialakuló folyamatok kezelése, beleértve a baleset-kezelést is, a nukleáris biztonság fontos területe. A biztonsági rendszereknek védettnek kell lenni a külső és belső veszélyek hatásaitól. A külső veszélyek többszörös meghibásodásokat okozhatnak, s emiatt olyan komplex szekvenciákat kell kezelni, amelyhez minden eszköznek rendelkezésre kell állni. A tervezési alapba tartozó belső és külső események, veszélyek meghatározásáról és jellemzéséről a III.3. fejezet szól. A belső és külső veszélyek hatásainak figyelembe vételét a szabályok szerinti tervezésnél a fentiekben említett tervezési szabványok meghatározzák. A belső és külső hatások során kialakuló körülményekre a környezetállósági minősítés szabályait a III.4.6.3. fejezet írja le. A tervezési alapot meghaladó külső hatások biztonsági elemzésével a V.4. fejezetben foglalkozunk. III.4.5. Tervezés tartalékokkal A tervekben megfelelő tartalékokat kell biztosítani a tervezési módszerek, eszközök pontatlansága, a tervezésnél figyelembe vett terhek bizonytalansága, a gyártási és szerelési tűrések és feltételezhető hibák, valamint a tervezett üzemidő alatti öregedés által okozott romlás ellensúlyozására. A tervezésnek biztosítania kell, hogy ne legyenek aránytalanul súlyos következményei annak, ha a tervezettnél némileg nagyobb hatások érik az erőművet. A következmények fatális változását a hatások, körülmények tervezési alaphoz viszonyított kismértékű, kedvezőtlen irányú megváltozására cliff-edge jelenségnek nevezzük. Ennek kiküszöbölésére főképp az alábbiak szolgálnak: − a tervezési tartalékok, − ismétlődő, alteráló terheléskor a szerkezet energiaelnyelő képessége, azaz duktilis konstrukció, például duktilis csomópontok kialakítása, és − az anyagválasztás, szívós, az üzemi hatásokra nem, vagy csak meghatározott mértékben ridegedő anyagok alkalmazása. Ezek mind a szabályok szerinti tervezés eszköztárába tartoznak, s végeredményben értelmezhetők tervezési tartalékként, amivel a bizonytalanságokat ellensúlyozzuk. A tervezésnél kezelni kell: 1. a hatások reprezentatív értékeinek meghatározása, 2. az igénybevételek és a teherbírás/ellenállás számítása, 3. az anyagjellemzők meghatározása bizonytalanságát az alábbiak szerint: Ad 1. A hatások reprezentatív értékeinek származtatása a külső és belső veszélyek jellemzése, illetve az üzemzavari, baleseti folyamatok determinisztikus elemzése, szimulációja alapján történik. A tervezési alap meghatározásánál a III.3. fejezetben taglaltuk, miként kell kezelni a veszélyek jellemzésénél elkerülhetetlenül meglévő (episztemikus és aleatorikus) bizonytalanságokat. A hatás tervezési értékének meghatározásánál azt kötjük ki, hogy a hatás egy megadott értéket csak 13

igen kis valószínűséggel haladjon meg az élettartam alatt. Például a földrengésre történő tervezésnél kikötjük, hogy a tervezés alapját képező maximális vízszintes gyorsulás meghaladásának valószínűsége a teljes élettartam alatt legyen ≤0,005, azaz a meghaladás éves gyakorisága 50 év üzemidő alatt ≤10-4/év. A burkoló elvet alkalmazzák a berendezések minősítésénél is, lásd a III.4.6.3. fejezetet. Ad 2. Az igénybevételek és teherbírás/ellenállás számításának bizonytalansága eszköz és modellfüggő. Erre a tervezési szabványok konzervatív biztonsági tényezőket határoznak meg. A teherbírás tervezési értéke például az EUROCODE-ban az adott szerkezethez tartozó teherbírási sűrűségfüggvény 1‰ kvantiliséhez tartozó értéke (Farkas, Lovas, Szalai, 2006). Ad 3. Az anyagjellemzők bizonytalanságát, szórását az anyagszabványok és a tervezési eljárások kezelik megfelelő biztonsági tényezőkkel figyelembe veszik. Az ellenállás, ezen belül az anyagtulajdonságok időbeli változásának meghatározására öregedés-elemzéseket kell elvégezni, vagy a tapasztalatok alapján az öregedés hatását korrekcióba venni a méretezésnél. A szabványok e bizonytalanságok szisztematikus feldolgozására épülnek. A szabvány szerinti tervezés megfelelő tartalékokat biztosít a tervezési módszerek, eszközök pontatlansága, a tervezésnél figyelembe vett terhek bizonytalansága, a gyártási és szerelési tűrések és feltételezhető hibák, valamint a tervezett üzemidő alatti öregedés által okozott romlás ellensúlyozására. Ennek illusztrálására tekintsük a szerkezet 𝑅(𝑡) időben csökkenő teherbíró képességét és a szerkezeten működő 𝐸 𝑡 hatást. A megfelelőséget kifejezhetjük, mint 𝑃 𝑅 𝑡 − 𝐸(𝑡) ≥ 0 ≥ 𝑝 = 1 − 𝑟  ,

(1)

ahol 𝑝 = 1 − 𝑟 a tönkremenetel megengedett valószínűségét, az 𝑟 a vállalható kockázat mértékét jelöli, amelynek értékét a funkcióvesztés következményének elemzése alapján lehet meghatározni. Másképpen, korlátoznunk kell azt a valószínűséget, hogy a 𝑅 − 𝐸 valószínűségi változó negatív értéket vegyen fel. Legyen az 𝑅 − 𝐸 valószínűségi változó szórása sRE. A követelményt úgy is kifejezhetjük, hogy az 𝑅 − 𝐸 valószínűségi változó a saját 𝑅! − 𝐸! várható értékétől 𝛽𝑠!" távolságra forduljon negatívba, ahol a β lényegében a tervezési tartalék, más szóhasználattal megbízhatósági index, azaz 𝑅! − 𝐸! − 𝛽𝑠!" = 0 (2) -3 -6 (Ha P=10 , azaz a megbízhatóság 0,999, akkor 𝛽 = 3,09, illetve ha P=10 , azaz a megbízhatóság 0,999999, akkor a 𝛽 = 4,753.) A megfelelőség feltételét felírhatjuk úgy is, mint: 𝑅! ≥ 𝛾! 𝐸! (3) ahol a 𝛾! az általános biztonsági tényező. A parciális biztonsági tényezők koncepciója szerint, azaz az teherbírási egyenlőtlenség hatás oldalán a 𝛾! és az ellenállás oldalán a 𝛾! biztonsági tényezőt alkalmazva, a (3) egyenletet az alábbi formában írhatjuk fel: !

!!

𝑅! ≥ 𝛾! 𝐸!

(4)

Fentiekből legalább három következtetést vonhatunk le: 1. A szabályok szerint, azaz a szabványokat követő tervezés konzervatív. Másképp kifejezve: a szabályok szerinti tervezésnél nagy biztonsággal állítható, hogy a tervben figyelembe vett hatások esetén a tönkremenetel 14

valószínűsége igen kicsi. Fentiek értelmezhetők nem csak a nyomástartó és tartószerkezetek tervezésére, hanem a technológiai hő és áramlástani tervezésére is. 2. A tervezés szabványok által megkövetelt biztonsági tartaléka a hatás és ellenállás véletlen természetéből eredő bizonytalanságot konzervatív módon kezeli. 3. A szabályok szerinti tervezés megfelelő biztonságot nyújt arra az esetre, ha a tényleges hatások némileg nagyobbak, az ellenállás pedig némileg kisebbnek bizonyul a várhatónál. A szabályok szerint tervezés konzervatív voltának és a hirtelen tönkremenetel elkerülésének jó példáját adja az ASCE/SEI 43-05 szabvány, amely az atomerőművek földrengésre történő tervezésére vonatkozik, s amelyet az USA nukleáris biztonsági hatósága is adaptálta (Braverman et al, 2007). E szabvány célkitűzése az, hogy biztosítsa: − 1%-nál kisebb a valószínűsége annak, hogy a tervezési alapba tartozó földrengés esetén funkcióvesztés következzen be, és − 10%-nál kisebb legyen a valószínűsége annak, hogy a funkcióvesztés következzen be, ha a rengés a tervezési alapba tartozó rengés (maximális szabadfelszíni gyorsulásban mérve) 150%-a. Ez elegendő biztosíték arra, hogy a hatás kismértékű megnövekedése ne okozzon azonnali tönkremenetelt. Ezt a követelményt a szabvány úgy a hatás, mint az ellenállás oldalán figyelembe veszi. A tervezés tartalékának minősítését a sérülés feltételes valószínűsége alapján is elvégezhetjük. A feltételes valószínűség itt az igénybevételt jellemző paraméter függvénye, ami lehet például a belső nyomás a konténment esetében, vagy a maximális vízszintes gyorsulás földrengés esetén. A sérülést lényegében az (1) egyenlet alapján a 𝑃 𝑅 − 𝐸) ≥ 0 = 1 feltétel fejezi ki. A betervezett tartalék mennyiségi jellemzésére szolgál a HCLPF kapacitás (HCLPF: High Confidence of Low Probability of Failure), ami meghatározás szerint a 95%-os konfidencia szintű görbét véve 5%-nál kisebb sérülési valószínűséget biztosít (medián görbét véve 1%ot). A HCLPF kapacitás alkalmazható a földrengés hatásával szembeni tartalék minősítésére épp úgy, mint a konténmentek terhelhetőségének minősítésére (utóbbira lásd Spencer, Petti, Kunsman, 2006). Az új atomerőművek esetében kötelező mennyiségileg is jellemezni a beépített tartalékot, különösen a külső veszélyek hatásaival szembeni biztonság igazolására. Például a földrengés maximális vízszintes gyorsulásban mért tartaléka legyen legalább 1,4-szerese (az USA-ban 1,67-szerese) a tervezési alapba tartozó értéknél. A fentiek a szilárdsággal, integritással összefüggő, a passzív rendszerelemek funkcióképességét és az abban lévő tartalékokat jellemzik. A nemfémes és aktív rendszerelemek működőképességében meglévő tartalékokat a minősítési eljárás biztosítja, lásd a III-4. fejezetet. A bonyolult technológiai folyamatokban az egyes, biztonsági szempontból meghatározó technológiai paraméterek viszonylatában is értelmezendő a tervezési tartalék, mint például a forrásos krízistől való távolság, kritikus üzemanyag-burkolat hőmérséklet. Az atomerőmű működése szabályozók, védelmek és a kezelő beavatkozásai által meghatározott. A folyamatirányítás működésében lévő hibákat, késleltetéseket, stb. úgy lehet kezelni, ha a szabályozott rendszer robosztus, és van beépített tartalék a működések és a működőképesség szempontjából ezeknek a szabályozásbeli pontatlanságok kompenzálásra. Például a reaktor-berendezés felfűtési és lehűtési 15

sebességét meghatározó szilárdsági-törésmechanikai korlátokhoz képest a felfűtési/lehűtési folyamat, legyen az kezelő által vagy szabályozókkal megvalósított, mindig olyan pályán zajlik, amelynek a munkapontja elegendően távol van a megengedettől. Az atomerőmű egy termelő technológiai, amely üzemeltetése számos, nem csak biztonsági, hanem üzemviteli, technológiai, sőt termelési szempontok által meghatározott. Az üzemviteli flexibilitás érdekében a tervezőnek megfelelő tartalékokkal kell a rendszerek, rendszerelemek működőképességét, teljesítményjellemzőit biztosítani. A fentiekben említett tartalék nem képezhető a kötelező szilárdsági vagy más kategóriákban megfogalmazott tartalékokból, vagy azok rovására. A tartalékok képzése ezért a III.4-1. ábra szerinti logikát követi. A normálüzem paraméter sávja, a paraméterek üzemeltetési határértékei fontos adatok, amelyeket a műszaki üzemeltetési szabályzatok rögzítenek. határállapot a tervezés minősített biztonsági tartaléka az üzemeltetés biztonsági tartaléka

üzemeltetési korlátok

a normálüzem paraméter sávja, flexibilitás

III.4-1. ábra

A tartalékok hierarchiája

III.4.6. Tervezés minőségre és megbízhatóságra III.4.6.1.

Megbízhatósági követelmények

A tervnek biztosítani kell, hogy a mélységi védelem minden szintjén az atomerőmű ellenőrzött állapotban legyen az üzemi és biztonsági funkciót ellátó rendszerek megbízható működése révén, azaz a rendszerek, rendszerelemek az elvárt valószínűséggel szolgáltatassák a megkívánt teljesítményt. A tervezés során meg kell határozni a rendszer, rendszerelem megbízhatóságát, amely nem más, mint a hibamentes működés valószínűsége, vagy másképp a rendszer, rendszerelem képessége a számára előírt követelmények megadott határokon belüli, meghatározott időtartamon keresztüli teljesítésére. Más megfogalmazás szerint a megbízhatóság az üzembe helyezésétől a vizsgálat t időpontjáig a hibamentes működés valószínűsége. A rendelkezésre állás annak a valószínűsége, hogy a rendszer/rendszerelem adott időpontban előírt funkcióját ellátja meghatározott feltételek között. Az atomerőmű rendszerei és rendszerelmei előírt megbízhatóságát a szabványok szerinti tervezéssel, megfelelő szintű gyártással, szereléssel, üzemeltetéssel és a megkövetelt állapot üzem közbeni ellenőrzésével, illetve fenntartásával, és mindezek során alkalmazott minőségbiztosítási intézkedésekkel lehet elérni. Egy-egy funkciót több rendszer is teljesíthet, így az adott biztonsági funkció megbízhatóságát fokozni lehet a funkciót ellátó rendszer, rendszerelem többszörözésével, a redundancia által. Egy rendszeren belül is helye van a redundáns illetve a diverz megoldásoknak, különösen az aktív rendszerelemek esetében. A redundáns rendszerek felépíthetők azonos, vagy diverz rendszerelemekből. Ez a 16

módja az egyszeres meghibásodás követelménye teljesítésének is. A közös okú hibák kezelése történhet még a függetlenség a fizikai elválasztás révén. Amennyiben egy rendszer szükséges megbízhatósági szintje nem igazolható, akkor a hozzárendelt védelmi funkciók teljesítését diverz eszközökkel is biztosítani kell. A redundancia elégséges mértékét rendszerelemzéssel, illetve a valószínűségi biztonsági elemzéssel lehet megállapítani. A megbízhatósági követelményeket – ahogy az egyéb követelmények esetében is – a biztonsági relevancia szerint kell meghatározni, összhangban az osztályba sorolással. A rendszerek, rendszerelemek két nagy csoportra oszthatók: a folyamatos működésűekre, és a stand-by típusúakra, amelyek működésére csak bizonyos körülmények között van szükség, s kapnak indító parancsot. A folyamatos működésű rendszer, rendszerelem megbízhatósága az a tulajdonság, hogy bizonyos ideig üzemképes, azaz az előírt üzemi körülmények között (villamos vagy mechanikai terhelés, környezeti hőmérséklet, nedvesség stb.) kielégíti az előírt követelményeket. A stand-by rendszerek megbízhatóságát jellemezhetjük − a készenléti tényezővel, ami annak valószínűsége, hogy a rendszerelem, rendszer előre meghatározott üzemeltetése során tetszőlegesen kiválasztott időpontban működőképes állapotban van; − a működési készenléti tényezővel, ami annak valószínűsége, hogy a rendszerelem, rendszer tetszőleges időpontban működőképes, és működtető parancsra hibamentesen működik a megkívánt ideig. Az elem megbízhatósági jellemzőinek a segítségével értelmezhetők a rendszer megbízhatósági tulajdonságai. A rendszerben a rendszerelemek megbízhatósága lehet független és nem független. Az olyan rendszert, amely akkor és csak akkor működik, ha valamennyi eleme működik, megbízhatósági szempontból soros rendszernek nevezzük. Ekkor a rendszer 𝑅(𝑡) megbízhatósági függvénye: n

R(t) = ∏ Ri (t)

(5)

i=1

ahol Ri(t) az i-edik elem megbízhatóság függvényét jelöli. Az olyan rendszert, amely akkor és csak akkor hibásodik meg, ha valamennyi eleme meghibásodik, megbízhatósági szempontból párhuzamos rendszernek nevezzük, s megbízhatósági függvénye az alábbi: n

R(t) = 1 − ∏ ⎡⎣1 − Ri (t)⎤⎦

(6)

i=1

Az összefüggésekből látható, hogy az elemek számának növelésével soros rendszer esetén az eredő megbízhatóság csökken, párhuzamos rendszer esetén pedig nő. A megbízhatóság az öregedési folyamatok, az elhasználódás miatt függ az időtől. A tervben meg kell határozni azokat az üzemeltetői programokat, amelyekkel biztosítani kell a rendszerelem megbízható működését az élettartam utolsó pillanatában is. Ezért egy funkció teljesítésének megbízhatóságát az üzem közbeni ellenőrzés és a karbantartás kontextusában is vizsgálni kell, s számolni kell a rendszer használhatatlanságával, a meghibásodás észlelésével, a helyreállítási idővel, s a működőképesség helyreállításának valószínűségével. III.4.6.2.

Meghibásodás-védett tervezés

A megkövetelt biztonság érdekében meghibásodás-védett rendszereket és rendszerelemeket célszerű, illetve egyes esetekben szükséges alkalmazni. A 17

meghibásodás-védettség az tulajdonság, amely biztosítja, hogy a hibát követően a rendszer, rendszerelem olyan állapotba kerül, amely a biztonsági funkció teljesítéséhez szükséges, s ebben az állapotban marad, amíg a meghibásodást nem észlelik. A meghibásodás-védettség igen tág fogalom, amely egyaránt értelmezhető aktív és passzív rendszerelemekre. A meghibásodás-védett megoldás elemi példája a reaktor leállítására szolgáló abszorbens rudak elektromágneses felfüggesztése, amely akkor is, ha az elektromágnesek villamos betáplálása valamilyen meghibásodás miatt szűnik meg, az aktív zónába beesnek, s leállítják a láncreakciót. Aktív rendszerelemek meghibásodás-védettségére példa az olyan villamos, vagy pneumatikus szelep, amely a működtetéshez szükséges energia-ellátás megszűnése esetén nyitott vagy zárt állapotba kerül, attól függően, hogy a biztonsági funkciója szerint mire van szükség. A passzív rendszerelem, például tartószerkezet meghibásodás-védettségét a redundáns teherlevezetéssel lehet biztosítani. A meghibásodás-védettségre példa a nagynyomású, duktilis anyagból készült csővezeték-rendszereken, mint a reaktor primer hűtőköre, a törést megelőző szivárgás jelenségének kihasználása (leak-beforebreak – LBB). A potenciális törési helyek meghatározásával és megfelelő diagnosztikai eszközök alkalmazásával a szivárgás érzékelhető és a primerkör a törés és a komoly hűtőközeg-vesztés előtt nyomásmentesíthető. A meghibásodás-védettség biztosításához több eszköz is rendelkezésre áll, például: − a redundancia; − könnyen cserélhető, „gyenge” elem alkalmazása, amely meghibásodása azonnal érzékelhető, s amely a meghibásodásával védi a rendszert a súlyosabb sérüléstől (mint például a hasadó tárcsa); − inherens biztonság valamely fizikai jelenség kihasználásával, amely a rendszerelemet a biztonsági funkció szerint megkövetelt állapotba juttatja meghibásodás esetén (gravitáció), lásd a beeső abszorbens példáját; − korai, promt hibadetektálás, diagnosztika, amely a funkció-vesztés bekövetkezte előtt lehetővé teszi a beavatkozást, lásd az LBB-t. III.4.6.3.

Minősítés

A minősítés a rendszerelemek élettartama alatt fellépő környezeti és üzemeltetési körülményekkel szembeni ellenálló képesség és annak időbeni korlátjának meghatározása. A biztonsági rendszerek, rendszerelemek környezeti minősítése azt igazolja, hogy a rendszerelem megkövetelt teljesítmény-mutatói az üzemeltetés során megmaradnak, s a rendszerelem az élete során elviselt körülmények, és üzemi események ellenére képes marad arra, hogy biztonsági funkcióját betöltse a tervezési üzemzavarok, balesetek által létrehozott környezeti körülmények közepette. A minősített élettartam az az idő, amely legutolsó időpillanatában bekövetkező üzemzavar kezeléséhez a rendszerelem nagy biztonsággal teljesíteni képes a megkövetelt biztonsági funkcióját. A minősítési eljárás lényege a következő: a. Számba kell venni – s ezt az osztályba sorolással a tervező megteszi – minden biztonsági szempontból fontos rendszert, rendszerelemet. b. Meg kell határozni minden rendszerelemre, hogy milyen üzemállapotokban, s milyen körülmények között kell teljesítenie biztonsági funkcióját.

18

c. Tekintettel arra, hogy a rendszerelemnek a saját tervezett üzemidejének legvégén is teljesíteni kell a feladatát, ezért a minősítéshez meg kell határozni azokat a folyamatokat, amelyek a rendszerelem állapotának romlását, öregedését előidézik, s ezt a minősítésnél figyelembe kell venni. d. A fenti adatokat tervezési alapadatokból, determinisztikus biztonsági elemzésekből és kísérletekből kell, illetve lehet meghatározni. e. A baleset-kezelésben szerepet játszó rendszerek és rendszerelemek minősítési eljárása során, a súlyos baleset közben feltételezhető legvalószínűbb körülmények és terhelések mellett, igazolni kell azok szükséges ideig fennálló működőképességét. f. A tervben meg kell határozni a minősített állapot fenntartásának módját, feltételeit. Megkülönböztetünk barátságos és barátságtalan környezetben működő rendszerelemeket. A barátságos környezet tipikus jellemzői: ≤50oC, atmoszférikus nyomás, 30-65% páratartalom, de rendellenes állapotban is ≤95%, gamma dózis ≤102 Gy, de mikroprocesszorokra ≤10 Gy, a levegőben nincs kémiailag agresszív komponens és nincs elárasztás, fröccsenő víz veszély. Az ettől kedvezőtlen irányban eltérő paraméterekkel jellemzett környezetet, különös tekintettel a nagyenergiájú csőtörések, és hűtőközeg-vesztéssel járó üzemzavarok következtében a konténmentben kialakuló környezetet, barátságtalannak nevezzük. A nukleáris biztonságra vonatkozó szabályzatok, magas szintű követelmények előírják a minősítést, illetve a minősített állapot fenntartását szolgáló program működtetését. Magát a minősítést a nemzetközi gyakorlatban elfogadott normák, például Franciaországban az RCC-E (AFCEN, 2012), Németországban a KTA 3701, az USA-ban IEEE szabványok szerint kell elvégezni hatósági, útmutatók figyelembevételével. Az általános nemzetközi gyakorlatban IEEE ipari szabványokon kívül alkalmazhatóak még az International Electrotechnical Commission (IEC) szabványok is. A minősítés előkészítéséhez meg kell határozni minden, a minősítés tárgyát képező rendszerelemre annak funkcióját, a rendszerelem felállítási helyére azokat a környezeti hatásokat, stresszorokat, amelyek között a biztonsági funkciót teljesíteni kell, illetve eladdig a rendszerelem állapotát befolyásolják. Mechanika stresszor lehet az üzemi vibráció, üzemi ciklikus terhelés, a külső és belső veszélyek által okozott rezgés, ütközés, vízsugár mechanikai hatása, tört csővezeték ostorozása, a depressziós hullám hatása nagyenergiájú csőtörésnél. A tág értelemben vett fiziko-kémiai hatás alatt a rendszerelemet körülvevő közeg milyenségét, levegő, víz, gőz, stb. és annak az összetételét és hatásait értjük. A biztonsági rendszerek, rendszerelemek normál üzemállapotban stand-by, várakozó üzemmódban vannak, ez alatt az idő alatt fennálló körülmények, stresszorok lényegében öregítik a rendszert. Ezért a minősítéskor a mintadarabot előöregíteni kell. Ez, tekintettel arra, hogy az élettartamok még az elektronikai készülékek esetében is évek, gyorsított öregítéssel valósítható meg. A előöregítésnél a sugárzás hatását is figyelembe kell venni. Az előöregítésnél, illetve a barátságos körülmények jellemzésénél figyelembe kell venni a légkondicionálás és szellőzés hatását, a rendszerelem üzemeltetési módját (állandó bekapcsolt állapot, indítási parancsra váró kikapcsolt állapot). A normálüzemben az öregedést okozó hatások paramétereit konzervatív irányban 10%-kal célszerű eltéríteni a bizonytalanságok lefedésére. A tervezési alapban szereplő üzemzavari baleseti folyamatokra – amelyek között a biztonsági működés elvárt – a környezeti paramétereket a determinisztikus biztonsági elemzésekből lehet származtatni megfelelő módon figyelembe véve itt is 19

az elemzések bizonytalanságát. Az üzemzavari extrém hőmérsékletek és nyomások esetében bizonyos értékkel (például 10 oC, illetve 0,05-0,07 MPa) célszerű megnövelni a konténmentre számítotthoz képest a minősítési paramétereket a bizonytalanságok lefedése érdekében. Az egyéb paramétereket tekintve pedig a kedvezőtlen irányban történő 10%-os eltérítés a célszerű. Az akut sugárzási viszonyokra is célszerű kategorizálva meghatározni a burkoló dózisértékeket, hozzárendelve azokat ahhoz az üzemállapothoz, amikor a rendszerelemnek működnie kell. Fontos szempontja a minősítésnek az egyes állapotok, vagy paraméter-értékek időbeli alakulása, tartóssága. A TA2-4 és TAK üzemállapotban működő rendszerelemekre a tartósság szerint kategorizálni lehet az állapotokat (2 perc, 1, 2, 4, 10, 24 és 72 óra, illetve e fölött) és ehhez kell rendelni a környezeti paramétereket. Külön minősítési szempontokat kell meghatározni a balesetkezelés eszközeire. A súlyos baleseti körülményekre való minősítésnél a konténmenten belüli nyomást és hőmérséklet tartósságát is figyelembe kell venni (például az EPR esetében 0,55 MPa, 156 oC az első 12 óráig, a nyomás- és hőmérséklet csúcs 0,65 MPa és 156 oC 5 percig, majd csökkenés 12 óra alatt 0,2 MPa-ig és 110 oC, 0,2 MPa és 110 oC ezt követően). A konténment izolálására szolgáló eszközök esetében a paraméterekre és a tartósságokra fokozott követelmények érvényesek. Az üzemzavart követő elvárt működőképesség időtartamait a tervben meg kell határozni és a gyártóművi minősítésénél ezt igazolni kell. Így például a reaktor gyors leállítását megvalósító eszközök esetében 5 perc, a konténmenten kívüli rendszerek, rendszerelemek, amelyek hozzáférhetők és szükség szerint javíthatók 2 hét, a konténmenten belüli, nem hozzáférhető, s az üzemzavari körülmények monitorozására szolgáló eszközök, amelyek szükség esetén javíthatók 4 hónap, míg a nem javíthatók esetében 1 év. A passzív fémes és beton rendszerelemek környezetállóságát tervezéssel kell biztosítani. A tervező az üzemidő alatt feltételezett degradáció kompenzálására, mint például mit például az eróziós-korróziós falvastagság-fogyás, tartalékokat, adott esetben eróziós-korróziós pótlékot tervez be, vagy a romlást figyelembe veszi, mint például a ciklikus terhelések által okozott fáradást. Az eljárás lényege itt is az, hogy az élettartam legvégén, azaz feltéve például az eróziós-korróziós pótlék elfogyását, a rendszerelem legyen képe betölteni biztonsági funkcióját a tervezési alapba tartozó üzemzavarok között a szabványok által meghatározott biztonsági tartalékokkal. A komplex üzemzavarok és a balesetek kezelésére szolgáló eszközök esetében a funkció igazolásánál egyedi megfelelőségi követelményeket definiálnak. A nem fémes, nem beton rendszerelemek, valamint az aktív rendszerelemek alkalmasságát, az elvárt biztonsági funkció-képességet egyedi vagy típusminősítéssel igazolják. A minősítés módszerét, technikai kivitelezését a fent említett szabványok meghatározzák. A határterhelhetőség megállapítására törési, fragility teszteket alkalmaznak. Ez jellemzően a külső és belső veszélyek esetén a megfelelőség határának minősítésére szolgál. A földrengés vibrációs hatásának elviselésére vonatkozó elemzés vagy teszt a minősítés egy részfeladata. A rázóasztalos minősítésnél itt egy sajátságos előöregítést végeznek az egyéb öregedési hatások figyelembe vétele mellett, feltételezve, hogy a rendszerelem az üzemideje során meghatározott számú üzemi földrengést elvisel. Empirikus módszerrel, azaz a földrengések káresetei és a rázópados tesztek tapasztalatai alapján létrehozott adatbázisokat felhasználva. Az adatbázisban lévő

20

típus földrengésállósága alapján lehet minősíteni, ha a minősítendő darab konstrukciójában megfelel az adatbázisban lévőnek. A barátságos környezetben működő rendszerelemeket lehet az üzemeltetési tapasztalatok alapján is minősíteni. A kereskedelmi termékek minősítése a gyártó, az általa meghatározott körülményekre történik. A tervező itt a rendszerelem típus/gyártmány alkalmazhatóságát vizsgálja. Természetesen az atomerőművek beszállítói a termékfejlesztés és minősítés során figyelembe veszik az atomerőmű tervezők/fejlesztők igényeit, illetve a megrendelő specifikációiban megadott burkoló paramétereket. Tekintettel arra, hogy egy atomerőmű beszállítói lehetnek szinte bárhonnan a világból, feltéve, hogy kvalifikálják magukat a tervezők, a megrendelők elvárásai és a fogadó ország követelményei szerint, többféle szabványrendszer szerint gyártott és minősített termékek kerülhetnek az atomerőműbe. A nemzetközileg elfogadott szabványok azonos lényegében minőséget garantálnak. A minősített állapot fenntartása az üzemeltető feladata és felelőssége. Ez lényegében az üzemeltetési körülmények monitorozását és a tervezői specifikáció szerinti fenntartását, a rendszerelem előírt üzem közbeni ellenőrzését és karbantartását, illetve a tervszerű, ütemezett cseréket foglalja magában. A rendszerelemek minősített élettartama különösen fontossá válik az üzemidő hosszabbítással összefüggésben. A minősítettség megadott időtartamra szól, ám ennek meghatározása – úgy a normálüzem alatti öregedési mechanizmusokat, mint a biztonsági funkció aktiválását igénylő üzemzavari állapotok paramétereit tekintve – a tervező feltételezései alapján történik. Az üzemeltetés során a tényleges öregedési sebesség eltérhet a tervezéskor feltételezettől általában azért, mert a tervező kötelezően konzervatív módon határozza meg a degradációt befolyásoló paramétereket, vagy, mert az üzemmenet kímélőbb volt a feltételezettnél. Ez a mérnöki tartalék kihasználható a minősítés felülvizsgálatánál, miközben az előírt biztonsági tartalékok érintetlenül maradnak. III.4.6.4.

Kipróbált műszaki megoldások alkalmazása

A kipróbált műszaki megoldások és termékek alkalmazása egy kézenfekvő módja annak, hogy a rendszerek, rendszerelemek előírt minősége, megbízhatósága garantálható legyen. A kipróbált műszaki megoldásnak tekintjük a „szabályok szerint tervezést”, hiszen a konstrukciós, a termék és anyagszabványok az adott iparágban a fejlesztések során végzett kísérletek sokaságára, használati tapasztalatokra épülnek, azok visszacsatolása révén, iteratív módon fejlődnek. A nukleáris iparban, vagy más hasonló üzemeltetési körülmények között szerzett üzemeltetési tapasztalat is minősíti a termékeket. A kipróbált műszaki megoldások alkalmazására vonatkozó követelmény azonban nem értelmezhető úgy, hogy az akadálya lehessen a fejlesztéseknek. A fejlesztések esetében az idea működésének igazolása nagyléptékű kísérletekkel (például az AP1000 konténment hűtés), míg az idea megvalósítása, vasba-betonba öltöztetése már a szabályok szerinti tervezéssel történik, ahogy ezt történt az AP1000 acél konténment mint nyomástartó kontúr ASME BPVC Section III szerinti tervezésével. Az elmúlt évtizedek során szinte minden, a biztonsággal összefüggő területen folytak fejlesztések. Jelentős anyagtudományi és gyártástechnológiai fejlesztés történt a nagyméretű vastag falú, nagynyomású tartályok, mint a reaktortartály és a gőzfejlesztő gyártása és kovácsolással történő kialakítása terén. 21

A fejlesztések középpontjában leginkább a rendszertechnikai és termohidraulikai jellegű fejlesztések, elektronikai, programozott eszközök alkalmazásával kapcsolatos fejlesztések voltak. Evolúciós fejlesztés példája az EPR. Itt az üzemzavari zónahűtés négy hidroakkumulátorral, továbbá négy párhuzamos, 100% kapacitású, független és fizikailag szeparált üzemzavari hűtőrendszerből áll. Ebben az esetben a rendszerelemek kipróbáltsága, minősítése a garancia a funkció megbízható megvalósulására. Az EPR esetében kísérleti igazolást a balesetkezelés megoldásai igényelnek, mint például az olvadékfogó alkalmassága, vagy az extrém terhek (nem szabványos) elviselésének igazolása követel, mint a repülőgép rázuhanás. Revolúciós megoldások esetében a betervezett rendszerelemek kipróbáltsága kevés az alkalmasság igazolásához, hiszen itt alapvető termohidraulikai vizsgálatokkal lehet csak igazolni az alkalmasságot. Az AP1000 estében négy passzív biztonsági rendszert alkalmaznak. Ilyen a zóna üzemzavari hűtőrendszer, a biztonsági befecskendező és nyomáscsökkentő rendszer, maradványhő elvitelére szolgáló rendszer és a konténment hűtőrendszere. A passzív rendszerek alkalmasságát átfogó kísérleti programok keretében tesztelték. A legjelentősebb fejlődés történt és várható még a digitális biztonsági eszközök, irányítástechnika terén. A közelmúltban több digitális rendszert dolgoztak ki biztonsági rendszerek vezérlésére, például az Invensys Triconex TRICON, az AREVA/Framatome Teleperm XS, illetve a Westinghouse Common Q fejlesztése. A legfontosabb kérdés a digitális eszköz s a szoftver verifikációja és validációja, lásd például az IEEE 1012 sorszámú szabványát. Az elmúlt évtizedekben óriási fejlődés volt tapasztalható a tervezői szoftverek, CAD/CAM rendszerek terén, s ez a tendencia minden bizonnyal folytatódik. Konkrét szabványok léteznek az alapvető mérnöki szoftverek, mint a szilárdságtani, folyadékmechanikai számítási eszközök verifikációjára és validációjára, lásd az ASME verifikációs és validációs szabványait (ASME 2006, 2009, 2012b). Különös jelentősége van a biztonsági elemzés szoftvereinek, amelyek esetében a verifikáció, validáció rendkívül fontos, hiszen a biztonsági elemzés ma szimultán folyik már a tervezéssel, s a szerepe is egyre nagyobb. A determinisztikus biztonsági elemzés számítási, szimulációs eszközeinek, az extrém terhek alatti technológiai és szerkezeti viselkedés elemzésére, s határterhelhetőség számítására szolgáló szoftverek verifikálása a nagyléptékű tesztek alapján történik, példaként lásd (VTT, 2011; Kitada, 2004). A számítási eszközök verifikációjára, illetve egyes reaktortípusok elemzésére több nemzetközi benchmark gyakorlatot szervezetek (IAEA, 2000), s ez kiváló módja az eszközök nemzetközi minősítésének. Külön említést érdemelnek a nyomottvizes reaktorok elemzésére kifejlesztett általános célú reaktorfizikai és termohidraulikai szoftverek VVER-reaktorokra való alkalmazását alátámasztó és lehetővé tevő verifikációs kísérletek. III.4.7. Tervezés élettartamra A IV-5. fejezet részletesen szól az öregedésről és az öregedés-kezelésről. Itt a témakör csak néhány, már a tervezés fázisában aktuális feladatát érintjük. Az az öregedés problematikájának kezelése a terv szintjén kezdődik. A termelő berendezést egy meghatározott minimális élettartamra kell tervezni. A tervezési élettartam az a feltételezett időtartam, amelyet a tervezői/gyártóművi specifikáció szerint a rendszerelemnek teljesíteni kell a rendeltetésszerű üzemeltetés és az előirányzott fenntartás mellett. A II. generációs atomerőműveket 30, illetve 40 évre tervezték. A korszerű atomerőművek tervezett üzemideje 60 év. 22

A tervezés során elegendő tartalékot kell biztosítani az öregedés hatásainak kompenzálására. A megfelelőséget az (1) egyenlet fejezi ki. A tervezés fázisában az üzemeltetési tapasztalatok és a műszaki-tudományos eredmények alapján a biztonsági szempontból fontos rendszerelemekre a következőket kell elvégezni: − Meg kell határozni a lehetséges öregedési mechanizmusokat, az öregedést kiváltó körülményeket, stresszorokat, kritikus helyeket. − Elemezni kell az öregedési folyamatot és annak hatását a biztonsági funkcióra és meg kell határozni funkcióképesség időbeli korlátját. Ez mechanizmusonként eltérő eszközökkel valósul meg: A fáradás elemzése a tervezett élettartam alatt a feltételezhető terhelési ciklusok számára történik. Az aktív komponensek, villamos és irányítástechnikai készülékek, kábelek esetében minősítéssel, lásd a III-4.6.3. fejezetet. Alapvető kérdés az öregedés szempontjából a szerkezeti anyagok kiválasztása, különösen neutronsugárzásnak kitett rendszerelemek esetén. Fontos, hogy az alkalmazott anyagok degradációs folyamatai ismertek legyenek a tervezés idején. A szabályok szerinti tervezés során az alkalmazott szabványok rendelkeznek arról, miként kell figyelembe venni az öregedés hatásait, például csővezetékek esetében az eróziós-korróziós falvastagság csökkenés kompenzálására. Például az AP1000 acél konténmentjének falvastagsága 44 mm a korróziós-eróziós pótlékkal együtt, de a konténment alsó, betonba beágyazott részen a falvastagság, illetve a korróziós tartalék a körülményeknek megfelelően nagyobb, 47.6 mm. A tervben meg kell határozni azokat a paramétereket, amelyekkel a biztonság szempontjából kiemelten fontos rendszerelemek öregedését követni, ellenőrizni lehet. A terv tartalmazza azokat az eljárásokat és programokat is, amelyek a romlás ellenőrzésére és megkövetelt műszaki állapot fenntartására szolgálnak. A terv tartalmazza azokat a körülményeket és a körülmények fenntartásához szükséges eszközöket, amelyekkel az öregedési folyamatok kezelhető keretek között tarthatók. Ilyen például a vízüzem és a vízüzemi rendszerek, a tartályfal védelmében a reflektor alkalmazása, a szellőzés, légkondicionálás. Amennyiben a rendszer, rendszerelem élettartama rövidebb, mint az atomerőmű tervezett élettartama, ezek felújíthatóságát, cserélhetőségét biztosítani kell. III.4.8. Diszpozíció-tervezés Az atomerőmű komponenseinek térben, az erőmű épületeiben való elrendezésének, illetve az épületek elhelyezésének és belső tere felosztásának megtervezése, azaz a diszpozíció-tervezés, fontos szerepet játszik a létesítmény biztonsága szempontjából. Az elrendezési követelmények nem csak a nukleáris technológia elemeinek térbeli elhelyezésére vonatkoznak, hanem a telephelyen a technológiai és kiszolgáló létesítmények, épületek, szolgáltatások elrendezésére és logisztikájára egyaránt. Az elrendezés legfontosabb szempontjai a kiszolgálhatóság, az ember-gép kapcsolat, és a sugárvédelem. 1. A diszpozíciónak hozzá kell járulni a normál üzemi feltételektől való eltérések és a hibás működések megelőzéséhez, így például a. komponensek, csővezetékek, berendezések és kábelek diszpozíciója biztosítsa − a célszerűen legrövidebb cső és kábelszakaszokat, − a megfelelő mértékű és helyes irányú lejtést1, a pangó zónák kizárását, a víz-zsákok keletkezésének, vízütés okainak kizárását, 1

Például folyadékokat tartalmazó csövek esetén 5mm/m, aktív közeget tartalmazó csővezeték esetén 10mm/m, gőzvezeték esetén 20mm/m (EUR).

23

− a hőmérséklet-rétegződés és termikus fáradást okozó áramlási zónák kizárását, a minimális áramlás-keltette rezgéseket, − a légtelenítés, a nem kondenzálódó gázok eltávolítása, a leürítés, a leiszapolás és a térfogatkompenzátor elhelyezésének geodetikus szempontjait, − az aktivitás felhalmozódásának kizárását, − a redundáns rendszerek kábeleinek, valamint a villamos és irányítástechnikai kábelek szétválasztását, − a biztonsági villamosenergia-ellátás rendszerinek térbeli szétválasztását, − a szellőző rendszerek beszívásainak megvédését a külső és belső hatásokból eredő gázoktól, füsttől, más épületek szellőzésével való kölcsönhatástól, − az üzemeltethetőséget, a kiszolgálhatóságot, a karbantarthatóságot és a vizsgálhatóságot – az optimális távolságokat a komponensek között és körül a tér ésszerű kihasználása mellett (III.4-2. ábra),

III.4-2. ábra Csővezetékek körüli minimális távolságok az (EUR, 2012) nyomán

− tűzbiztonságot, a zónák, tűzgátak, stb. alkalmazásával, − a zónák kialakítását (ellenőrzött, kezelhető, korlátozottan kezelhető, nem kezelhető zónák, szabad zóna), összhangban a különböző környezeti körülményekkel (hőmérséklet, páratartalom, gőzök, gázok, sugárzásiszint), − védőzónák kialakításnak lehetőségét kontaminált berendezések karbantartásához. b. A genplán kialakítása biztosítsa − a megközelítési útvonalakat a nagyberendezések szállítási igényeire tekintettel (nyomvonal-szélesség, fordulási kör, stb.), beleértve a teljes személyzet zavartalan és gyors műszakváltását2, − a szeparációt, a kölcsönhatások kizárását (például a gépház orientációja a konténmenthez viszonyítva zárja ki, hogy a turbinalapát-törésből repülő tárgy a konténmentet eltalálja, vagy a biztonsági rendszerek térbeli szeparációját (lásd például az EPR biztonsági rendszerei elrendezését, Error! Reference source not found.),

2

AZ EUR szerint 500 fő beléptetését 30 perc alatt.

24

APC Protection on EPR SAFEGARD

SAFEGUARD

BUILDING division 2

BUILDING Division 3

BUILDING

DIESEL BUILDING

building

2

2

DIESEL

Access

3

3 REACTOR BUILDING SAFEGARD BUILDING division 1

2

2

BUILDING division 4

1

Physical Protection by

NUCLEAR

reinforced concrete

AUXILIARY

shell Geographical Separation

Standart Protection

FUEL BUILDING

SAFEGARD

4

BUILDING

Equipment acces

III.4-3. ábra A biztonsági rendszerek térbeli szétválasztása 26 jelmagyarázat: 1 –reaktor épület, 2 – redundáns biztonsági rendszerek épületei, 3- dízel épület; színskála: vörös – a rendszert megfelelő vasbeton épület védi; világoskék – redundáns rendszereket a térbeli szeparáció védi)

− ön- és kölcsönös árnyékolást a külső hatásokkal szemben (az alacsonyabb biztonsági osztályú épületek, épület-részek árnyékolják, védjék a magasabb osztályba soroltak a repülő tárgyaktól, külső veszélyektől), − fizikai védelmet, zónák, beléptetők, ellenőrző pontok kialakítását, − tűzvédelmet, redundáns tűzivíz-hálózatot, − több-blokkos telephely esetén a blokkok függetlenségét, a blokkok közötti kölcsönhatás kizárását, több, azonos típusú blokkok esetén a tükörszimmetria kerülését. 2. A tervezési alapba tartozó üzemzavarok megtervezett módon való kezeléséhez (az 1. pontban felsoroltakon túl) az elrendezés biztosítsa a. az azonos funkciót betöltő biztonsági rendszerek térbeli szeparációját a külső és belső veszélyek hatásainak csökkentésére, b. geodetikus szempontokat az inherensen biztonságos rendszerek működéséhez: gravitációs hozzáfolyás, természetes cirkuláció, huzathatás, c. robbanóképes gázok felhalmozódásának kiküszöbölését a megfelelő térkialakítással, d. a komponensek biztonságos alátámasztását, kihorgonyzását a rendkívüli és extrém hatások figyelembevételével, e. menekülési útvonalakat, menekülést elősegítő, a menekülés irányában nyíló ajtókat, a szabad közlekedést elősegítő lépcsőfordulókat, lépésbiztos lépcsőket, a cső, kábel és szellőzőcsatornákat befogadó folyosók szabad közlekedést biztosító tereit és a kijáratok közötti biztonságos távolságot. 3. A tervezésen túli üzemzavari és baleseti folyamatok megállítása és a következmények enyhítése, továbbá a radiológiai következmények enyhítése érdekében az elrendezés biztosítsa

25

a. a redundáns kimenekítési, megközelítési útvonalakat a létesítményben és a telephelyen, és a telephely és a környezet között, figyelembe véve, hogy egyes környezeti hatások, mint például súlyos földrengés esetén, a tágabb környezetben is jelentős károkkal kell számolni; b. a balesetkezelés inherensen biztonságos rendszereinek megfelelő diszpozícióját (olvadékfogó elhelyezése), c. megközelíthetőséget a balesetkezelési provizóriumok csatlakoztatásához. A telephelyi szolgáltatások, mint tüzivíz és tűzvédelem, szellőzés, nagynyomású levegő, gázszolgáltatás, hűtővíz, kidobó-vezetékek elhelyezése, egymástól való elválasztása úgyszintén követi a fentiekben ismertetett elveket. Az elrendezés tervezése során már figyelembe kell venni a leszerelés szempontjait. A fent felsoroltak közül a megközelíthetőség a komponensek körbejárhatósága, a radioaktív közegek feldúsulásához vezető pangó zónák kizárása egyaránt elősegíti a leszerelést. A létesítményt integrálni kell a környezetbe, ami több kapcsolódással valósul meg: technológiai (hűtővíz), hálózati, logisztikai (út, vasút), külső veszélyekkel szembeni védelem (veszélyforrásokhoz való térbeli viszony), balesetelhárítási és fizikai védelemi (ellenőrizhető-e a terület). A létesítmény a táj része. Fontos szempont a létesítmény környezetbe integrálásánál a környezet zavarásának, terhelésének (zaj, por, stb. építés alatt és üzem közbeni) minimalizálása. III.4.9. Tervezés építhetőségre és leszerelhetőségre Az építhetőség és leszerelhetőség fontos szempontja a tervezésnek, de a biztonságra közvetett módon hatnak. A korszerű tervezés három fő szempontot próbál érvényesíteni a szabványosítást, az egyszerűsítést és a blokkosítást. A szabványosítással az egyenletes és ellenőrizhető minőség garantálható. Az egyszerűsítés, azaz az atomerőműben, mint rendszerben meglévő elemek számának csökkentése és ebben a halmazban a biztonsághoz szükséges elemszám csökkentése önmagában növeli a biztonságot. A blokkosítással csökken a helyszínen kivitelezett hegesztések száma, s a műhely-körülmények között legyártott blokkok minősége könnyebben biztosítható és ellenőrizhető, mint a helyszíni szerelés esetén. A blokkosítás előnyeit egyértelműen bizonyították az ABWR-ek építésénél Japánban nyert tapasztalatok. Az AP1000 blokkosításának eredményét a mutatja be a III.4-4. táblázat. (AP1000, 2007). A blokkosításra mutat példát az EPR esetében a III.4-4. ábra, ahol a konténment előszerelt egységét emelik a helyére. III.4-4. táblázat konténment segédépület turbinaépület csatlakozó épület összesen

Az AP1000 blokkosítása ép. szerkezet 41 42 29 10 122

cső-modul 20 34 45

gépész-modul 12 29 14

99

55

összes 73 105 88 10 276

Mindezek alapvetően az atomerőművek versenyképességét javítják és a beruházási költségeket és időt csökkentik, de a biztonságra gyakorolt hatások is számottevő.

26

III.4-4. ábra

Blokkosítás az EPR esetében

A leszerelhetőség is fontos szempontja a tervezésnek, ám a leszerelhetőség a nukleáris biztonságra nem hathat. A leszerelhetőség és a nukleáris biztonság között azonban van szinergikus kapcsolat, hiszen ami a diszpozíciós tervezést tekintve biztonsági szempontból előnyös, mint a hozzáférhetőség, szállítási útvonalak, stb. az előnyös a leszerelés szempontjából is. A megfelelő vízüzem és a korróziótermékek eltávolítása a technológiai közegekből és a felületekről, a dekontaminálhatóság úgyszintén előnyös a leszerelhetőség szempontjából is, mint a felaktiválódásra hajlamos anyagok mellőzése. III.4.10.

Felelősségek és minőségbiztosítás a tervezés során

Az atomerőmű, különösen pedig a biztonsági rendszerek, rendszerelemek tervezése a legmagasabb minőségi követelmények és minőségbiztosítás mellett kell történni. Az atomerőmű tervezése a megrendelő és a tervező számára jogszabályokban meghatározott felelősséggel jár. A tervezés több szakaszból álló, s a mű komplexitása miatt elkerülhetetlenül sokszereplős folyamat. Ebben a folyamatban kell biztosítani a terv minőségét, a tervek közötti egységet és a tervezési alapnak, a tervezésre vonatkozó normáknak való megfelelést. Az általános és oszthatatlan felelősség az engedélyesre hárul, de az engedélyes működtethet egy olyan rendszert, amelyben az erőmű tervének teljessége, minősége, összhangja és a nukleáris biztonsági követelmények teljesítése biztosítható az atomerőmű teljes élettartama alatt. Ebben a rendszerben a tervezésben közreműködő minden szereplő köteles a biztonsági normákat betartani. Ennek a rendszernek számos elemei van, amelyek közül a legfontosabbak: − a tervező szervezet minősítése, − a tervezési szabályok, előírások, eljárásrendek rögzítése a tervezés megkezdése előtt, 27

− a terv független felülvizsgálata, ellenőrzése, − a megrendelő mérnöke, vagy generáltervezője szerepét betöltő szervezet foglalkoztatása, − a tervezésben résztvevő szervezetek közötti kommunikáció szabályozása, − hatékony IT támogatás. Fentieket annak fényében kell értelmezni, hogy a III. és a III+ generációs atomerőművek már „megszülettek”, a negyedik generációs atomerőművek meg még a fejlesztés stádiumában vannak. A jelenleg a piacon elérhető atomerőmű típusok terve kész, jogos tehát a kérdés, ebben a helyzetben mire koncentráljon a megrendelő által működtetett tervezést felügyelő rendszer. A súlyponti kérdések a következők: − a terv adaptálása a telephelyi viszonyokra, − a zökkenőmentes terv-ellátás, − a megrendelő maximális és rendszerezett terv-ellátottsága. Talán a harmadik szempont a legfontosabb. Biztosítani kell ugyanis, hogy az atomerőmű engedélyese minden olyan tervezési információ birtokosa legyen, amely az atomerőmű biztonságos üüzemeltetéséért viselt felelősségének fenntartásához szükséges. Az engedélyesnek képesnek kell lennie az atomerőmű teljes élettartama alatt az atomerőmű biztonságát szolgáló tevékenység végzésére vagy végeztetésére, a biztonsággal összefüggő döntések meghozatalára. A tervezés tartalmában hierarchikus szerkezetbe valósul meg, időben pedig fázisokra tagolódik, amelyeket a tervezés belső logikája, az engedélyezési fázisok és a megrendelések kiadása és a gyártás, illetve a szerelés-kivitelezés üteme is meghatároz. A korszerű gyakorlatban a folyamat első outputja egy igen részletes hatósági típusengedély kiadását lehetővé tévő terv. Ezt az engedélyezett típustervet adaptálják a konkrét telephelyre figyelembe véve a megrendelő bizonyos kikötéseit és elvárásait. Az engedélyezett típustervhez és a konkrét alkalmazás közötti különbségeket jogszabályban meghatározott rend szerint kell kezelni és engedélyezetni. Ez gyakorlatilag akkor is így zajlik, ha az adott országban a fejlesztő ország, vagy más országok, esetleg nemzetközi csoportok által kiadott típusengedély nem érvényes. A tervezés jellemző fázisai és elemei az alábbiak: 1) műszaki tervezés fázisa a) koncepció vagy vázlatterv, b) technológiai terv, Process Flow Diagrams, P&I sémák, c) az üzemeltetési helyek azonosítása (alfanumerika-kiosztás), d) a basic design vagy műszaki terv. 2) kiviteli tervezés fázisa a) gyártási tervek (egyes, különösen a hosszú átfutású rendszerelemek gyártási terve már elkészül a műszaki tervezés fázisában), b) kiviteli tervek c) szerelési tervek 3) a megvalósult állapot dokumentálása, megvalósulási tervek készítése. A prototípus-tervezés ettől a sémától leginkább abban tér el, hogy egyes főberendezések, mint a reaktortartály, az üzemanyag/fűtőelem-köteg, gőzfejlesztő, fő keringető szivattyú, a konténment, a digitális irányítástechnika önálló fejlesztés programok és tervezés eredményeként születnek meg. Nyilvánvaló, hogy egy

28

prototípus esetében a technológiai tervezés a nagyberendezések fejlesztésével iteráltan zajlik. Kiemelt szerepe van az engedélyezés szempontjából a műszaki tervnek, amely tartalmazza: a. a tervezés alapját, b. a tervezésnél követett eljárásokat, c. az atomerőmű műszaki leírását, a technológiai folyamatok leírását, a biztonsági követelmények teljesítésének műszaki megoldását, d. minden adatot, amely szükséges a determinisztikus és valószínűségi biztonsági elemzések elvégzéséhez, illetve a biztonsági követelmények teljesítésének igazolásához, e. a rendszerek és rendszerelemek kapcsolatainak, elhelyezhetőségének bemutatása; f. rendszerek és rendszerelemek leírása és specifikációja olyan mélységben, amely alkalmas a műszaki terv különböző részeinek szakterületek közötti egyeztetésére, és a kiviteli tervezés, valamint a beszerzések bázisául szolgálni, beleértve a biztonsági és földrengés-biztonsági osztályok, a környezeti minősítési követelmények, üzemi és üzemzavari paraméterek, anyagspecifikációk meghatározását. A műszaki terv biztonsági igazolása a létesítést megelőző biztonsági jelentés, amely tartalmazza a biztonsági elemzéseket, a rendszerek és rendszerelemek üzemi és üzemzavari viselkedésének értékelését, a tervezési alapnak való megfelelőség igazolását. A kiviteli tervek a munkák végrehajtásához szükséges mélységű gyártási és kivitelezési információkat, így különösen rajzokat, sémákat, technológiákat, organizációs leírást, szerelési, szerelésellenőrzési és dokumentálási követelményeket tartalmazzák. A tapasztalatok alapján arra kell törekedni, hogy a kiviteli tervek a létesítés megkezdésekor teljes mértékben rendelkezésre álljanak. A megvalósulási tervek lényegében abban térnek el a kiviteli tervektől, amennyiben azok a létesítés és az üzembe helyezés során módosultak és kiegészültek az üzembe helyezés során elvégzett próbák eredményeivel. A megvalósult állapot biztonsági igazolása a végleges biztonsági jelentés. III.4.11.

Műszaki üzemeltetés és a tervezés kapcsolata

Üzemeltetési feltételek és korlátok témakörét a IV-3. fejezet taglalja. Fentiekből nyilvánvaló, hogy e korlátok egy része a tervből származik, míg más része a biztonsági elemzésekből, vagy tesztek eredményeiből származtathatóak. Üzemeltetési korlátók származtathatók a tervezés során szilárdsági és élettartam, illetve öregedéselemzésekből (fáradás) és a minősítésekből. A tervből levezetett vagy a tervezésnél felvett korlátok a teljesség igénye nélkül a következők: – biztonsági korlátok – például a burkolat hőmérsékletére, oxidációjára, – biztonsági rendszerek működési beállításai, – a normálüzem paraméterei/korlátai, – védelmi rendszerek működési értékei, – előírások a felügyelet, próba, karbantartás végrehajtására (ISI/M/S), – megengedett üzemi konfiguráció.

29

III.4.12.

Irodalom a fejezethez

AFCEN, 2007, RCC-M Design and Conception Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands, http://www.afcen.org/index.php?menu=rcc_m_en AFCEN, 2010, ETC-C „EPR Technical Code for Civil works” (2010), http://www.afcen.org/index.php?menu=rcc_m_en AFCEN, 2005, RCC-C Design and Construction Rules for Civil Nuclear Fuel (2005), http://www.afcen.org/index.php?menu=rcc_c_en AFCEN, 2012, RCC-E, Design and Construction Rules for Electrical Components of Nuclear Islands, http://www.afcen.org/index.php?menu=rcc_e_en AP1000, 2007, Building and Structure Configuration, Layout, and General Arrangement Design Updates AP1000 Document No. APP-GW-GLN-1 05NS, Westinghouse Electric Company LLC, 2007 http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0727/ML072770257.pdf ASME, 2006, Guide for Verification and Validation in Computational Solid Mechanics, ASME, V V 10, 2006, ISBN: 079183042X ASME, 2009, Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer, ASME VV 20, 2009, ISBN: 9780791832097 ASME, 2007, ASME BPVC Section III, ASME, ISBN: 0791830543 ASME, 2010, ASME BPVC Section III, Division 2, Rules for Construction of Nuclear Facility Components-Division 2-Code for Concrete Containments ASME, 2011, ASME BPVC Section III Division 1 - Subsection NE Class MC Components Rules For Construction of Nuclear Facility Components, Jul 1, 2011 ASME, 2012a, STP-NU-051, Code Comparison Report for Class 1 Nuclear Power Plant Components, ASME Standards Technology, LLC, 2012 ISBN No. 9780-7918-3419-0 ASME, 2012b, An Illustration of the Concepts of Verification and Validation in Computational Solid Mechanics, ASME VV 10.1, 2012, ISBN: 9780791834152 Braverman, J.I. et al, 2007, Evaluation of the Seismic Design Criteria in ASCE/SEI Standard 43-05 for Application to Nuclear Power Plants, NUREG/CR-6926, U.S. NRC, 2007 Blinkov, V.N, 2011, Experimental Studies for the VVER-440/213 Bubble Condenser System for Kola NPP at the Integral Test Facility BC V-213, Hindawi Publishing Corporation, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2012, Article ID 275693, 20 pages, doi:10.1155/2012/275693 EUR, 2012, European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants, Volume 2 Chapter 1, Safety Requirements (Part 2) Farkas Gy., Lovas A., Szalai K., 2006, A tartószerkezeti tervezés alapjai az Eurocode szerint, Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem, http://www.hsz.bme.hu/hsz/kutat_prog/fajlok/10/a_tartoszerk_terve_alapjai_a z_ec_szerint.pdf Hessheimer, M. F. et al, 2003, Overpressurization Test of a 1:4-Scale Prestressed Concrete Containment Vessel Model, NUREG/CR-6810, SAND2003-0840P, 2003, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/contract/cr6810/ Hessheimer, M. F., Dameron, R. A., 2006, Containment Integrity Research at Sandia National Laboratories, NUREG/CR-6906, SAND2006-2274P, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/contract/cr6906/

30

IAEA, 2000, Benchmark Study for the Seismic Analysis and Testing of WWER Type NPPs, IAEA TECDOC 1176, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2000, Kitada, Y., 2004, On The Ultimate Strength Of Rc Shear Wall Under Multi-Axes Seismic Loading Condition, Workshop on seismic input motions, incorporating recent geological studies, Tsukuba, Japan 15-17 November 2004 http://www.oecdnea.org/nsd/workshops/SEIS2004/Papers/Papers/JPN_KITADA_s3.pdf KTA, 1997, KTA 3701. General Requirements for the Electrical Power Supply of the Safety System in Nuclear Power Plants NEA, 2003, Answers To Remaining Questions On Bubbler Condenser, NEA/CSNI/R(2003)12, Activity Report of the OECD NEA BubblerCondenser Steering Group, January 2003 NEI, 2004, Fuel Review: Design Data, Nuclear Engineering International 31 September 2004 pp. 26-35, http://www.neimagazine.com/journals/Power/NEI/September_2004/attachmen ts/NEISept04p26-35.pdf NRC, 2006, Regulatory Guide 1.201, Guidelines For Categorizing Structures, Systems, And Components In Nuclear Power Plants According To Their Safety Significance, Revision 1, (For Trial Use), May 2006, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0610/ML061090627.pdf Pin AE,1986, Pin AE 5.6, Norms of structural design of nuclear power plants with reactors of different types, Пин АЭ 5.6, Нормы строительного проектирования атомных станций с реакторами различного типа, SKU: PROC101262, http://www.russiangost.com/p-20737-pin-ae-56.aspx PNAE G-10-007-89, ПНАЭ Г-10-007-89, Design standards of reinforced concrete structures localizing safety systems of nuclear power plants, Нормы проектирования железобетонных сооружений локализующих систем безопасности атомных станций, PROC101264, http://www.russiangost.com/p-20739-pnae-g-10-007-89.aspx PNAE, 1989, PNAE G-7-008-89, Regulations for design and safe operation of equipment and piping of atomic power plants, ПНАЭ Г-7-008-89, Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, SKU: PROC101146, http://www.russiangost.com/p-20376-pnae-g-7-008-89.aspx VTT, 2011, SAFIR2010, The Finnish Research Programme on Nuclear Power Plant Safety 2007–2010, Final Report, VTT Research Notes 2571, ISBN 978-95138-7690-6, http://www.vtt.fi/publications/index.jsp WENRA, 2000, Nuclear safety in EU candidate countries, Western European Nuclear Regulators' Association, October 2000, http://www.ujv.gov.si/fileadmin/ujv.gov.si/pageuploads/si/Porocila/PorocilaE U/wenra.html

31