V. A biztonsági elemzések alapjai

V. A biztonsági elemzések alapjai V.4. A KÜLSŐ VESZÉLYEK HATÁSÁNAK ELEMZÉSE ......................................... 2 V.4.1. A KÜLSŐ VESZÉLYEKKEL SZEMBENI BIZTONSÁG ALAPKÉRDÉSEI..................... 2 V.4.2. A BIZTONSÁGI ELEMZÉS TÁRGYÁT KÉPEZŐ KÜLSŐ VESZÉLYEK ....................... 3 V.4.3. A KÜLSŐ VESZÉLYEKKEL SZEMBENI BIZTONSÁG ELEMZÉSÉNEK FELADATAI .. 4 V.4.4. KÜLSŐ VESZÉLLYEL SZEMBENI BIZTONSÁG DETERMINISZTIKUS ELEMZÉSE .... 4 V.4.4.1. A külső veszély által indított tranziens elemzése ......................................... 4 V.4.4.2. A külső veszéllyel szembeni tartalékok determinisztikus elemzése ............. 5 V.4.4.3. Elemzés a korlátozott környezeti hatás kritériumai szerint ........................ 5 V.4.5. A VESZÉLYEKKEL SZEMBENI TARTALÉK DETERMINISZTIKUS ELEMZÉSE ......... 5 V.4.5.1. A minimum konfiguráció meghatározása ................................................... 6 V.4.5.2. Rendszerelem-szintű tartalék és sérülékenység........................................... 7 V.4.5.3. Rendszer, rendszerelem funkció-vizsgálat – hibafa .................................... 8 V.4.5.4. Az atomerőmű szintű integrálás – a siker minősítése ................................. 9 V.4.6. A KÜLSŐ VESZÉLLYEL SZEMBENI BIZTONSÁG VALÓSZÍNŰSÉGI ELEMZÉSE ...... 9 V.4.6.1. A külső hatással szembeni tartalék valószínűségi elemzése...................... 10 V.4.6.2. Külső-veszély PSA ..................................................................................... 12 V.4.7. AZ ELEMZÉSEK SAJÁTOSSÁGAI ....................................................................... 13 V.4.7.1. Az elemzést végző csoport kompetenciája ................................................. 13 V.4.7.2. Bejárások .................................................................................................. 14 V.4.7.3. Független felülvizsgálatok ........................................................................ 14 V.4.7.4. Az elemzések verifikációja ........................................................................ 14 V.4.8. A NORMÁL TELJESÍTMÉNY-ÜZEMTŐL ELTÉRŐ ÁLLAPOTOK ELEMZÉSE .......... 15 V.4.9. AZ ÖREGEDÉS HATÁSA A KÜLSŐ VESZÉLYEKKEL SZEMBENI BIZTONSÁGRA .. 15 V.4.10. PÉLDA – A FÖLDRENGÉS-BIZTONSÁG ELEMZÉSE........................................... 15 V.4.10.1. A biztonsági tartalék determinisztikus elemzése – CDFM SMA ............. 16 V.4.10.2. PSA alapú SMA ....................................................................................... 18 V.4.10.3. Földrengés PSA ...................................................................................... 19 V.4.10.4. A földrengés utáni visszaindulás problematikája ................................... 19 V.4.11. PÉLDA – A REPÜLŐGÉP RÁZUHANÁS ELEMZÉSE ............................................ 19 V.4.11.1. A konténment vizsgálata ......................................................................... 20 V.4.11.2. A reaktor hűtésének vizsgálata ............................................................... 21 V.4.11.3. Módosítások a védelem érdekében.......................................................... 21 V.4.12. AZ ELEMZÉSI MÓDSZEREK ÖSSZEHASONLÍTÁSA ........................................... 21 V.4.13. IRODALOM A FEJEZETHEZ .............................................................................. 24 ÁBRÁK

V.4-1. ábra Sérülékenységi görbék és a HCLPF ...................................................... 12 V.4-2. ábra A külső veszélyek biztonsági elemzésének módszerei .......................... 22 V.4-3. ábra A zónaolvadási gyakoriság sűrűségfüggvénye (Tinic, 2008) alapján ... 23 TÁBLÁZATOK

V.4-1. táblázat Az alapvető biztonsági funkciókat megvalósító rendszerek .............. 6 V.4-2. táblázat Segédrendszerek biztonsági funkciók megvalósításához ................... 6

V.4. A külső veszélyek hatásának elemzése A külső veszélyekkel szembeni biztonság elemzésének és körültekintő igazolásának döntő szerepe van az atomerőművek tervezése, engedélyezése és az üzemeltetése során. Az elemzésre speciális determinisztikus módszerek (például EPRI, 1988), valószínűségi módszerek, illetve a konténement elemzésével kiegészített 1. szintű PSA szolgálnak. A külső veszélyekkel szembeni biztonság valószínűségi elemzésének módszertanát minden részletében az ASME/ANS RA-S-2008 szabvány kezeli (ASME, 2008). Úttörő munkáknak tekinthetjük az USA NRC külső veszélyek elemzésére irányuló IPEEE (Individual Plant Examination of External Events) programját. A külső veszélyek tárgyában készült útmutató (Bohn, Lambright, 1990), az IPEEE útmutató (NRC, 1991), valamint NUREG/CR-2300 (NRC, 1983a) kézikönyvként használható dokumentumok. A nemzetközi követelményeket a NAÜ dokumentumai (például IAEA, 2008), a nemzetközi gyakorlat áttekintését az OECD NEA (2007, 2009) tanulmányai adják. A külső veszélyekkel szembeni biztonság kérdése a 2011. március 11-i Nagy Tohoku földrengést követően fokozott figyelmet kapott. Intenzív munka folyik világszerte a veszélyeztetettség felülvizsgálata, a működő atomerőművek tervezési alapjának revíziója, a tartalékok és a sérülékenység felülvizsgálata és a balesetkezelés eszközeinek és eljárásainak fejlesztése terén (lásd például, EC, 2012 és NRC, 2011a). Ennek eredményei a közeljövőben módosítani fogják a külső veszélyekkel szembeni biztonság elemzésének módszertanát és gyakorlatát is (ENSREG, 2012). V.4.1. A külső veszélyekkel szembeni biztonság alapkérdései A külső veszélyekkel szembeni biztonság elemzése négy alapvető kérdésre keres és ad választ: 1. Megfelel-e a létesítmény a tervezési alapban megfogalmazott követelményeknek? 2. Milyen beépített betervezett/beépített tartalékok vannak a konstrukcióban a hirtelen tönkremenetel (cliff-edge) veszélyének kizárására, azaz, történhet-e hirtelen funkcióvesztés, illetve a következmények drámain változnak-e, ha az atomerőművet érő külső hatás a tervezési alapban figyelembe vettnél némileg nagyobb? 3. Mi az atomerőmű, mint egész válasza a külső veszély hatásaira? Meddig biztosíthatók az alapvető biztonsági funkciók, a fizikai gátak, különösen a konténment? Mi a zónaolvadás és a nagy korai kibocsátások valószínűsége a külső veszélyek esetén? 4. Mit kell tenni a biztonság igazolására, ha a külső veszély után az atomerőművet újra üzembe kívánják állítani? Az első kérdést tekintve a biztonság igazolása tulajdonképpen megtörténik a tervezéskor, amikor a méretezett szerkezetet ellenőrizzük, hogy azok a rendkívüli és extrém hatásokat, terheket funkció-vesztés nélkül elviselik, s igazoljuk, hogy az alapvető biztonsági funkciók megvalósulnak a tervezési alapba tartozó külső veszélyek hatásai ellenére. Ez nem csak szilárdsági, hanem működőképesség kérdései is. A működőképesség igazolására szolgál a minősítés (lásd a III.4.6.3. fejezetet). Ma a második és a harmadik kérdés van a tervezés és az elemzések homlokterében, mutatva azt a tendenciát, hogy a tervezés – szükségszerűen, bár nem azonos eszközökkel – egyaránt kezeli a normálüzemet, az üzemi és üzemzavari eseményeket, a komplex üzemzavarokat és a balesetet.

A második kérdést tekintve a III.4.5. fejezetben bemutattuk, hogy a szabályok szerint tervezett, illetve minősített rendszerelemekben van elegendő tartalék arra, hogy hirtelen tönkremenetel nélkül elviseljék, ha a hatás a tervezési alapban specifikáltnál némileg nagyobb. A V.4.6. fejezetben ezt a témakört tovább elemezzük, bemutatva, hogyan lehet mennyiségi értékelni és minősíteni a tartalékot erőmű szinten. A harmadik kérdés megválaszolása az atomerőmű komplex modellezését kívánja meg, amelyet részleteiben az V.3. fejezet taglal. Itt csak a külső hatások elemzésének sajátosságaira hívjuk fel a figyelmet. A negyedik kérdést nyilvánvalóan gazdasági érdek motiválja, de lényegében biztonsági problémára irányul. Az üzemeltetőnek érdeke, hogy a külső veszélyt követően a termelőképes állapotot mielőbb helyreállítsa és az újraindításhoz az erőmű biztonságát igazolja. V.4.2. A biztonsági elemzés tárgyát képező külső veszélyek A tervezési alap meghatározása során kell a külső veszélyek biztonsági relevanciáját megállapítani és a mértékadó veszélyeket jellemezni (lásd a III.3. fejezetet). Az elemzéseknél figyelembe kell venni a veszélyek lehetséges kombinációit, mint például az extrém meteorológiai körülményeket tekintve, extrém szél és extrém hőmérséklet együttállását, illetve a veszély hatására bekövetkező másodlagos jelenségeket, mint például a földrengés hatására bekövetkező talajfolyósodást. A külső veszély kiváltó oka lehet egy vagy több belső veszélynek is, mint például a földrengés okozhat nehéz teher leejtést. Az adott külső veszély elemzésénél figyelembe kell venni a lehetséges közös okú meghibásodásokat, illetve következményként jelentkező hatások által okozott károkat és funkcióvesztést, mint például a repülőgép rázuhanásnál a tüzek és másodlagos repeszek hatásait. A külső veszélyekkel szembeni biztonsági elemzésének terjedelmét telephelyek sajátságos körülményei is megszabják. Így például az USA-ban kiemelt szerepe van a földrengés, a tornádó és a hurrikán, illetve az árvizek okozta hatások vizsgálatának. Az extrém széllökés az USA atomerőművei esetében azért nem meghatározó a biztonság szempontjából, mivel a 10-7/év gyakoriságú tornádók dominálják ebben a tekintetben a tervezést. Ezzel szemben a magyarországi körülmények között, a 10-4/év gyakorisági szinten, a paksi telephelyen elképzelhető tornádó hatásait a széllökések hatásai burkolják. Egy adott külső veszély biztonságra gyakorolt hatása és fontossága függ magától az erőmű tervétől is. Például az EPR üzemzavari áramellátását biztosító dízeljeinek térbeli elkülönítése jelentősen csökkenti a repülőgép rázuhanás következményeit, és a dízelek védelmét szükségtelenné teszi, a nagy utasszállító és katonai repülőgép rázuhanásra tervezett épületek esetében pedig az extrém szél és a tornádó indifferensnek számít (lásd a III.4.8. fejezetet). Ezek elemzése ilyen esetben nem ad új információt. Különleges példája a külső veszéllyel szembeni biztonság kérdésének a nagy polgári légi jármű rázuhanásának biztonsági elemzése és értékelése a korlátozott környezeti hatás kritériumai szerint. A rázuhanás hatásait szabályok szerinti tervezéssel kezelik, de a tervezési alaptól eltérő kritériumokat követve. A terv értékelése történhet egy PSA típusú, vagy determinisztikus elemzéssel is, ahogy az a V.4.12. fejezetben taglaljuk.

V.4.3. A külső veszélyekkel szembeni biztonság elemzésének feladatai A külső veszélyekkel szembeni biztonság elemzése három feladat elvégzését kívánja meg: 1. a veszély elemzését, 2. az erőmű rendszerelemei és rendszerei sérülékenységének elemzését, 3. az erőmű viselkedésének modellezését és elemzését a veszély hatására létrejövő eseményekre. Ad 1. A veszély jellemzését a III.3. fejezetben bemutattuk; Ad 2. A második feladat magában foglalja: a. speciális kritériumok szerint a sérülés vagy állékonyság minősítését, b. az erőmű/létesítmény HCLPF (High Confidence of Low Probability of Failure – értelmezését lásd az V.4.5.2. fejezetben) kapacitásának meghatározását, amelyet determinisztikus módon, szabványok szerint is ki lehet számítani, vagy c. a rendszerek, rendszerelemek feltételes sérülési valószínűségének meghatározását; Ad 3. Az erőmű válaszát értékelni lehet. a. Determinisztikus elemzéssel: i. a külső veszély által kiváltott kezdeti eseményt követő tranziens vizsgálatával, termohidraulikai rendszer-kódok segítségével, ii. az erőmű egésze HCLPF kapacitásának minősítésével, iii. speciális megfelelőségi kritériumok teljesülésének ellenőrzésével; b. Valószínűségi biztonsági elemzéssel, amelynek eredménye a zónaolvadási gyakoriság és – célszerűen – a konténment funkció megmaradásának értékelése. Nyilvánvaló, hogy az elemzés eredményeként szükség lehet tervmódosításokra, műszaki eszközök és/vagy üzemzavar, vagy balesetkezelési eljárások kidolgozására, illetve működő atomerőművek esetén átalakításokra, megerősítésekre is. A biztonsági elemzések új kutatási igényeket is generálhatnak. V.4.4. Külső veszéllyel szembeni biztonság determinisztikus elemzése A külső veszélyek determinisztikus biztonsági elemzésének három típusa van: − a külső veszély által okozott kezdeti eseményt követő tranziens elemzése, − a külső veszéllyel szembeni tartalék elemzése, − a korlátozott környezeti hatás kritériumainak való megfelelés determinisztikus elemzése. V.4.4.1.

A külső veszély által indított tranziens elemzése

A külső hatás által keltett kezdeti esemény determinisztikus (neutronikaitermohidraulikai) elemzése nem egy külön módszer vagy elemzési kategória. Alkalmazása is korlátozott a külső veszélyek vonatkozásában, de a tervezés során szükség lehet ilyen elemzésekre, például a védelmek beállítási értékeinek ellenőrzése, működési idők meghatározása céljából. Az ilyen elemzések általános szabályait nem taglaljuk, ezt az V.1. fejezet részletesen ismerteti. A külső veszélyek hatásai által kiváltott tranziensek elemzése az kezdeti és peremfeltételek tekintetében eltérhetnek a belső meghibásodásból induló szekvenciáktól mivel: − a külső veszélyek hatnak az üzemzavar elkerülésében és kezelésében, illetve a balesetkezelésben szerepet játszó biztonsági rendszerekre is, azokat is veszélyeztetik,

− a külső esemény következményeként belső veszélyek is realizálódhatnak, mint például nagyenergiájú csőtörés, elárasztás, tűz, − a súlyos külső veszélyek esetén az egyszeres meghibásodás követelményét nem kell figyelembe venni, − egyidejű, telephelyen kívüli hatásokkal is kell számolni, mint a hálózat elvesztése. V.4.4.2.

A külső veszéllyel szembeni tartalékok determinisztikus elemzése

Az atomerőmű külső veszélyekkel szembeni tartalékának mennyiségi értékelése azt a célt szolgálja, hogy − igazoljuk, a betervezett/beépített tartalékok miatt nem következhet be hirtelen funkcióvesztés (cliff-edge jelenség), illetve − jellemezzük azt a hatást, amelyet biztonsági határesetnek lehet tekinteni úgy rendszerelem, rendszer, mint erőmű szinten. A módszert részletesen taglaljuk az V.4.5. fejezetben. V.4.4.3.

Elemzés a korlátozott környezeti hatás kritériumai szerint

Az alapvető biztonsági funkciókat bizonyos kompromisszumok árán még akkor is garantálni kell, ha komplex üzemzavari helyzet áll elő. Ez az úgynevezett tervezési alap kiterjesztése, vagy másképp TAK1 állapot, lásd a III.3.1. fejezetet. A TAK1 állapot létrejöhet úgy, hogy azt a külső hatás tervezési alapot meghaladó mértéke, vagy külső veszélyek igen kis valószínűségű kombinációja okozza. Az ilyen komplex üzemzavarok esetén a biztonsági megfelelőségnek szerkezeti és funkcionális kritériumai vannak, mint: − a biztonsági funkcióval bíró épületek őrizzék meg visszatartási funkciójukat, illetve őrizzék meg integritásukat oly mértékben, hogy a bennük lévő, a reaktor leállításához és biztonságos leállított állapotba tartásához szükséges rendszerek a külső veszély közvetlen és másodlagos hatásai miatt ne veszítsék el működőképességüket, − a reaktor leállításához és biztonságos leállított állapotba tartásához szükséges rendszerek legyenek minősítve a külső veszély hatásaira, az épületek által biztosított védelmet figyelembe véve, − legyen védett vezénylő, és a személyzet maradjon cselekvőképes. A környezeti hatást tekintve elvárható, hogy ne legyen jelentős kibocsátás a környezetbe. Ugyanakkor a korlátozott környezeti hatásként definiált dóziskorlát lehet nagyobb, mint a tervezési alapba tartozó eseményekre megengedett (például 20 mSv/év szemben az 5 mSv/év értékkel). A környezeti hatás korlátozott lehet akkor is, ha nem „és”, hanem „vagy” kapcsolatot van az ellenőrzött reaktor-állapot biztosítása és a konténment funkció megőrzése között (lásd NRC 2012; OAH NBI, 2012). V.4.5. A veszélyekkel szembeni tartalék determinisztikus elemzése A veszélyek hatásaival szembeni tartalék elemzése, minősítése az alábbi fő lépésekből áll: 1. A külső veszély hatásainak kezelésére szolgáló minimum konfiguráció meghatározása. Ehhez a. meg kell határozni a külső veszély hatásai által okozott eseményeket és b. modellezni kell ezen eseményekre az erőmű válaszát, a lehetséges szcenáriókat.

2. A minimum konfigurációba tartozó rendszerelemek meghibásodásának modellezése, majd rendszerek HCLPF kapacitásának meghatározása; 3. Az atomerőmű egésze HCLPF kapacitásának meghatározása. Megjegyezzük, ez az elemzés determinisztikus abban az értelemben, hogy meghatározott szabályok s szabványok szerint zajlik. V.4.5.1.

A minimum konfiguráció meghatározása

A minimális konfiguráció a rendszerek azon köre, amely a reaktor leállításához, reaktor-típustól függően meleg vagy hideg lehűtött állapotig történő lehűtéséhez és hűtéséhez szükséges a külső veszély hatására bekövetkező esemény után egy meghatározott ideig. Ezt az időt általában 72 órában szabják meg1. Vizsgálat tárgyát képezi a konténment integritása, továbbá a konténment hűtő és gázkezelő rendszerei is. Ezt strukturáltan az V.4-1. táblázat szerint jeleníthetjük meg az alapvető biztonsági funkciókra. V.4-1. táblázat funkció

Az alapvető biztonsági funkciókat megvalósító rendszerek reaktor védelem

rendszerek lehűtő rendsz. Hidroakk.

ZÜHR

reaktor leállítás lehűtés tartós hűtés hűtés túlnyomás védelem stb.

1 2

3

A minimális konfigurációba tartozó rendszereken kívül, ezek működéséhez szükséges segédrendszereket is definiálni kell. Meg kell vizsgálni továbbá, hogy a biztonsági funkcióval nem rendelkező rendszerelemek sérülése okozhatja-e valamely biztonsági funkció elvesztését. Ezt az egyes funkciót megvalósító rendszerek működéséhez szükséges segédrendszerekre az V.4-2. táblázat szerint tekintjük át. V.4-2. táblázat

Segédrendszerek biztonsági funkciók megvalósításához biztonsági akkumulátorok

dízel

segédrendszer biztonsági hűtővíz

stb.

reaktor védelem stb.

A preferált technológia mellett egy tartalék, diverz technológiát is meg kell határozni a reaktor leállítására és hűtésére. A kezdeti eseményt követő esemény-sorozatot modellezni kell, azaz meg kell konstruálni a szekvencia eseményfáját. Ennek részleteit az V.3.1. fejezet írja le. A kezdeti események azonosítását és az eseményfa kidolgozását is a biztonság szempontjából kritikus, s az adott külső hatás által nagy valószínűséggel érintett rendszerek, rendszerelemek meghibásodási, tönkremeneteli módjainak és azok következményeinek szisztematikus, kvalitatív elemzésével célszerű kezdeni, például:

1

A fukushimai atomerőmű 2011. március 11-i Nagy Tohoku földrengést és cunamit követő balesete okán a 72 óra mint ökölszabály mérlegelés tárgya lehet.

− A külső hatások szempontjából az egyik érzékeny rendszer a villamos hálózat, illetve a villamos alállomás. Ez sérülhet földrengés, extrém szél, extrém hőmérsékletek és jegesedés esetén, bár hirtelen funkcióvesztés csak a földrengés és az extrém szél esetén várható. − Az extrém szél kétféleképp okozhat károkat: • a szél és a szerkezet kölcsönhatás, például tető megbontás, tetőszerkezet tönkremenetele, ezek következtében közvetlen beázás, ha az extrém szél (mint oly gyakran) felhőszakadással párosul, vagy • a felkapott repülő tárgyak okozta károk révén, amelyek főképp a szabadtéri kommunikációt és a villamos alállomást teheti tönkre, de a tornádó által sodort tárgyak szerkezeti sérüléseket is okozhatnak. − Az extrém hó és szél együtt például a légbeszívások eltömődéséhez vezethet. − A repülőgép rázuhanás három mechanizmuson keresztül hat: • a céltárgy épület globális terhelése folytán az épület vagy épület-rész összeomolhat, • a hajtómű, mint nagy merevségű elem átütheti a céltárgy falát, adott esetben a konténmentet is, illetve az ütközés hátoldalán leváló törmelék a fal mögötti rendszerelemeket tönkre teheti, s • az ütközés az érintett épületben, illetve a csatolt épületekben vibrációs hatást kelt. A károk, így az ebből induló események és szcenáriók lényegesen különböznek, ha a veszély az egész telephelyet, sőt egy nagyobb régiót érint, mint a földrengés, vagy csak lokális hatással bír, mint a szél által sodort repülő tárgy. V.4.5.2.

Rendszerelem-szintű tartalék és sérülékenység

Az eseményfa egy-egy elágazásánál azt kell vizsgálni, hogy az adott rendszer, amelynek üzembe lépése a folyamat során az üzemzavar kezeléséhez szükséges, működik, vagy sem. A működést minősíti, hogy a rendszert érő hatáshoz képest mekkora a rendszer teherviselő képessége, vannak-e betervezett, beépített tartalékok a rendszerelemekben, hogy a rendszer kedvezően válaszoljon a hatásra. A rendszer működőképességét, illetve a külső hatással szembeni tartalékát, a rendszert alkotó elemek tartaléka alapján számíthatjuk ki. Így tehát elsőként a rendszerelem tartalékát vizsgáljuk egy adott külső hatással szemben. Vizsgáljunk egy passzív, tartó vagy nyomástartó rendszerelemet. Tételezzük fel, a szerkezetet egy 𝑎 = 𝑎!"# paraméterrel jellemezhető hatás éri, ami lehet például földrengés esetén a szabadfelszíni maximális gyorsulást, vagy lehet a maximális szélsebesség. A szerkezet szabványok szerint kiszámított teherviselő képesség legyen 𝐶. A külső hatással egyidejű (üzemi) terheket jelöljük 𝐷!"#!!"! –vel. Az a teherviselő képesség, amely a külső hatással szemben áll, e kettő különbsége, azaz 𝐶!"# = 𝐶 − 𝐷!"#!!"# , hisz az üzemi terhek részben kiterhelik a szerkezetet. Ezt a teherviselő képességet viszonyítjuk az 𝑎 = 𝑎!"# paraméterrel jellemezhető külső hatáshoz, illetve az általa okozott 𝐷!"# igénybevételhez. Így kapunk egy 𝐹! számot, amelyet a külső hatással szembeni rugalmas teherbírási tényezőnek hívunk !!"# !!"#

  =  

!!!!"#!!"# !!"#

= 𝐹𝐶 ,

(1)

s amely, ha egynél nagyobb, akkor a szerkezet az 𝑎!"# paraméterrel jellemezhető hatáshoz viszonyítva tartalékkal rendelkezik, ha pedig kisebb, a szerkezet túlterhelt. A szabvány szerinti teherbírást akkor használjuk ki, ha ez az arány pontosan egy.

Amennyiben a szerkezet duktilitása figyelembe vehető, azaz a képlékeny energiadisszipáció megengedett a szerkezetben, akkor a rugalmas teherbírási tényezőt még megszorozhatjuk az 𝐹!  (≥ 1) duktilitási tényezővel, így megkapjuk a szerkezet külső hatással szembeni (duktilis) teherbírási tényezőjét, ami 𝐹! = 𝐹! 𝐹! . Az 𝐹! = 𝐹! 𝐹! tényező lefelé vagy fölfelé skálázza az 𝑎!"# paraméter értéket, megmutatva, hogy milyen 𝑎 értéknél teljes a teherbírás kihasználása. Ebben a kiterhelt állapotban a szabvány által garantált biztonsággal a szerkezet még sérülésmentes, azaz nagy bizonyossággal kijelenthető, hogy a sérülés valószínűsége kicsi. A HCLPF (High Confidence of Low Probability of Failure) az a teherviselő képesség, amellyel az adott geometriájú, adott anyagból készült és adott üzemi terhekkel megterhelt szerkezet a külső hatásnak ellenáll, teljesen kihasználva a szerkezet teherviselő képességét. A HCLPF a külső hatással szembeni, a hatás jellemző paramétere szerint skálázott határ-teherviselő képesség, azaz 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹 =   𝐹! 𝐹! 𝑎!"# .

(2)

ahol az 𝑎!"# a külső hatás azon jellemzője, amelynél a 𝐷!"# értékét kiszámítottuk. A szabványok szerinti tervezésnél az anyagok jellemzőit, amelyek természetüknél fogva véletlen változók, a bizonytalanságok kiküszöbölésére konzervatív értékekkel kell felvenni, hasonlóképpen az igénybevételek kiszámítását is konzervatív módon kell végezni. A bizonytalanságokat a szabványok konzervatív módon beállított biztonsági tényezőkkel kezelik, amelyeket az eloszlások, mint például az anyagjellemzők értékének eloszlása figyelembe vételével határoznak meg. Ez a konzervatív eljárás azt biztosítja, hogy a szabványok szerint megtervezett szerkezetről 95%-os bizonyossággal állítható, hogy annak meghibásodási valószínűsége az adott hatásra kisebb, mint 5%. A komponensek, szerkezetek HCLPF kapacitását vagy a tervezés során elvégzett szilárdsági számításokból származtathatjuk, vagy egy referencia hatásra, lényegében a szabványok és néhány sajátos szabály szerint elvégzett szilárdsági számításból kapjuk meg. A számítási eljárás lépéseit és az alkalmazható megkötéseket a földrengéssel szembeni tartalék értékelése példáján mutatjuk be, hasonlóan a referencia hatás megválasztásának módját is. A HCLPF kapacitást nem csak a passzív, hanem az aktív komponensekre is értelmezzük. Az aktív komponensek (villamos, irányítástechnikai rendszerelemek) esetében a megfelelőséget teszttel vagy empirikus módszerrel lehet minősíteni. A tönkremeneteli határt tesztek és tapasztalatok alapján határozzák meg. A HCLPF értékét a nagyszámú kísérletben a töréshez, illetőleg a funkcióvesztéshez tartozó hatást (gyorsulás, nyomás, hőmérséklet) egy tapasztalati tényezővel megszorozva képezik, melynek értéke lehet például 0,8. V.4.5.3.

Rendszer, rendszerelem funkció-vizsgálat – hibafa

Egy-egy biztonsági funkciót, vagy egy biztonsági funkcióhoz elengedhetetlen szükséges működést több komponens együttes rendelkezésre állása biztosítja. Ahhoz, hogy egy adott rendszerelem funkcióvesztését leírjuk, ismerni kell a működéséhez szükséges szerkezeti alkotóelemek mindegyikének állapotát és a rendszert alkotó elemek közötti logikai kapcsolatot. Tetszőleges bonyolultságú rendszer válasza modellezhető rendszer hibafája, vagy siker-fája felépítésével. A rendszert Boolealgebrai formalizmussal is leírjuk és a Boole-algebrai szabályok alkalmazásával megkeressük azt a minimális elemszámból álló kifejezést, amely a csúcsesemény megvalósulását meghatározza.

A determinisztikus elemzésnél nem a sérülési valószínűségeket, hanem a siker-ág HCLPF kapacitását számoljuk ki az úgynevezett Min-Max eljárás segítségével. A Min-Max eljárás a gyenge (Min), a minimális kapacitással rendelkező láncszemet keresi, ha az elemek, mint a lánc szemei sorba kapcsoltak, s a legerősebb láncot (Max) azonosítja, ha a láncok egymással párhuzamosan kötöttek. Az A és B elemből álló C rendszer teherviselő képessége 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹! = 𝑀𝑎𝑥 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹! ; 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹! ,      

 

(3)  

 

(4)  

ha a rendszer 𝐶 = 𝐴 + 𝐵,  illetve 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹! = 𝑀𝑖𝑛 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹! ; 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹! ,    

 

ha a rendszer 𝐶 = 𝐴 ∗ 𝐵. A fentiekben valójában a siker és nem a hiba számít csúcseseménynek, hiszen az állapothoz rendelt mérőszám a HCLPF a teherviselő képességet minősíti. Bonyolult rendszer hibafájának/sikerfájának Boole-algebrai reprezentációját a szabályok szerint egyszerűsítve a 𝑇 csúcseseményt az 𝑀! = 𝐶! 𝐶! 𝐶! ⋯ elemi állapotokból felépülő minimálmetszetekkel is előállíthatjuk. Ezek a rendszert alkotó elemek állapotának legkisebb olyan kombinációi, amelyek a csúcseseményt okozzák. Így a csúcsesemény felírható mint 𝑇 = 𝑀! + 𝑀! + ⋯ + 𝑀!    

 

 

 

(5)  

A Min-Max eljárást előbb a minimálmetszetekre, majd a (5) egyenlettel leírt teljes rendszerre lehet alkalmazni. A modellezésnél ügyelni kell arra, hogy egy A rendszerelem elvárt funkciója sérülhet a saját meghibásodásán kívül még amiatt is, mert kölcsönhatásba kerül a fizikai környezetében lévő B meghibásodott rendszerelemmel, amely lehet akár biztonsági funkcióval nem rendelkező, s ezért épp nem is védett elem. Az ilyen kölcsönhatásoknak nagy a jelentősége különösen olyan esetben, amikor a külső hatás az egész létesítményt érinti. V.4.5.4.

Az atomerőmű szintű integrálás – a siker minősítése

Ez a lépés lényegében azt jelenti, hogy az eseményfa minden csomópontjánál, meghatározzuk az adott rendszer HCLPF kapacitását, amely rendszer az adott lépésben a folyamat kezeléséhez szükséges. Az eljárás eredménye a siker-ág HCLPF kapacitása, amelyet a Min-Max eljárással azonosított leggyengébb láncszem fog meghatározni. A determinisztikus tartalék elemzés fenti eljárása nem értékeli a kezelő megbízhatóságát, illetve egyes műszaki aspektusokat, mint például a földrengés vibrációs hatására bekövetkező relé-prellezés által kiváltott hibás működések hatásait. Ezeket a problémákat külön kell elemezni, ha az adott külső veszély által kiváltott hatások szempontjából erre szükség van. Az atomerőműre meghatározott HCLPF kapacitás nem minősíti a zónaolvadást, de megenged olyan jellegű következtetést, mely szerint a HCLPF kapacitásnak megfelelő hatás mellett nagy biztonsággal állítható, hogy zónaolvadás nem következik be. V.4.6. A külső veszéllyel szembeni biztonság valószínűségi elemzése A külső veszélyekkel szembeni biztonság valószínűségi módszerekkel történő elemzése a zónaolvadás vagy a nagy korai kibocsátás éves gyakoriságát adja eredményül. Az elemzés három fő feladat végrehajtásából áll:

1. a valószínűségi veszély-elemzésből, 2. a rendszerek, rendszerelemek sérülékenységének elemzéséből, 3. az erőmű külső veszélyre adott válaszának elemzéséből, értékeléséből. A külső-veszély PSA mindhárom lépést teljes mértékben magában foglalja. Abban az esetben, ha az első feladatot mellőzve vizsgáljuk az atomerőmű sérülékenységét, akkor valószínűségi tartalék-elemzésről beszélünk. Így a valószínűségi módszerrel történő elemzésnek két alapvető módszere van: I. a biztonsági tartalék erőmű-szintű valószínűségi értékelése, amely közvetve alkalmas a zónaolvadás valószínűségének minősítésére; II. külső-veszély PSA, amely 1. szintű, s preferáltan a konténement sérülésének elemzését is magában foglaló PSA, amely a zónaolvadás és a konténment funkcióvesztés feltételes valószínűségét is megadja. Ezek előnyeit és hátrányait a determinisztikus módszerrel is összevetve az V.V.4.12 fejezetben taglaljuk. A típustervek biztonságát értékelve az első módszer a preferált, mivel a telephelyi veszélyeztetettséget ebben az esetben nem kell figyelembe venni. V.4.6.1.

A külső hatással szembeni tartalék valószínűségi elemzése

A külső hatással szembeni tartalék valószínűségi elemzésével meghatározzuk az erőmű adott külső veszély hatására történő sérülékenységét, azaz a zónaolvadás feltételes valószínűségét. A sérülés feltételes valószínűségi eloszlás-függvényét nevezzük sérülékenységnek, fragilitásnak (fragility, fragility curve). Ennek meghatározása a valószínűségi tartalék-elemzés és a külső-veszély PSA központi feladata, az alábbiakban kifejtett magyarázata tehát lényeges a továbbiak szempontjából. Nyilvánvaló, hogy egy olyan bonyolult rendszerben, mint az atomerőmű, egy adott komponens teherbírásának meghatározása több, bizonytalansággal terhelt. Például a földrengést tekintve ilyenek a szerkezet szilárdságát meghatározó anyagparaméterek bizonytalansága, a képlékeny energia-disszipáció mértéke, a tervezésnél alkalmazott válaszspektrum bizonytalansága, a csillapítás, a szerkezet modellezése, a szerkezet dinamikai válasza kiszámításának bizonytalansága, a talaj-épület kölcsönhatás, a talajmozgás inkoherenciája miatti bizonytalanság. Következésképp a létesítményen belül egy komponens/szerkezet külső hatással szembeni teherviselő képessége, mint valószínűségi változó, úgy képzelhető el, mint 𝐶!"# = 𝑎!"# 𝐹! 𝐹! 𝐹!" 𝐹!" ,    

 

 

(6)  

ahol az 𝐹!" az épület válaszának 𝐹!" az épületen belül a vizsgált szerkezet dinamikai válaszának bizonytalanságát jelöli (a többi jelölést illetően lásd az (1) egyenlethez adott magyarázatot). Maga az épület válaszának bizonytalansága felírható, mint 𝐹!" = ! 𝐹!"# , ahol az 𝐹!"# az épület válasz bizonytalanságának egyes tényezőit, mint véletlen változókat jelöli, azaz a csillapítás, a modellezés, a talaj-épület kölcsönhatás, stb. bizonytalanságát kifejező tényezőket. Hasonlóképpen írható fel a vizsgált szerkezet teherbírását jellemző 𝐹! és 𝐹! , illetve dinamikus válasza kiszámításának bizonytalanságát kifejező 𝐹!" tényező is. A bizonytalanságok bármely külső hatást tekintve a fentihez hasonló módon kezelhetők. Végeredményben a külső hatással szembeni teherbírás, mint valószínűségi változó, felírható az alábbi formában: 𝐶!"# = 𝑎!"#

! 𝐹! ,    

 

 

 

(7)  

ahol az 𝐹! a bizonytalanságot okozó egyes tényezőket jelöli. Vegyük a (7) egyenlet 𝐶 mindkét oldalának logaritmusát, akkor felírható, hogy ln !"# 𝑎!"# = ! 𝑙𝑛 𝐹! , amire alkalmazhatjuk a centrális határeloszlás tételét és kimondhatjuk, hogy bármilyen legyen is az 𝐹! a bizonytalanságot okozó egyes tényezők eloszlása, az összegük a normális eloszláshoz tart. Következésképp teherviselő képesség 𝐶!"# mint véletlen változó eloszlása logaritmikus normális eloszlást követ. Megjegyezzük, a tervezés során a bizonytalanságok kezelésére, konzervatív módon, biztonsági tényezőket vezetnek be. A teherviselő képesség meghatározását jelentős bizonytalanság terheli nem csak a fentiekben taglalt véletlenszerű természete, hanem a jelenségekre, folyamatokra vonatkozó ismereteink hiányos volta miatt is. Ezt úgy is kifejezhetjük, hogy a határállapothoz tartozó valóságos teherviselő képesség, 𝐶!"# , egyenlő a teherviselő képességre kapott medián becslés, 𝐶!"#,! , és az episztemikus (a nemtudást jellemző), ϵ! , illetve a fenti, az aleatorikus (a véletlenszerűség által okozott bizonytalanságot számba vevő) ϵ! normál eloszlású valószínűségi változók szorzatával, melyek standard szórásai legyenek β! és β! , azaz 𝐶!"# = 𝐶!"#,! 𝜖! 𝜖! .  

 

 

 

(8)  

A sérülés akkor következik be, ha szerkezet külső hatással szembenálló teherviselő képessége C!"# kisebb vagy egyenlő, mint a szerkezeten működő D!"# hatás, azaz D!"# ≥ C!"# . A szerkezet ellenállását és a külső hatást is skálázhatjuk a hatást jellemző 𝑎 paraméter függvényében, például földrengés esetén ez a maximális vízszintes gyorsulás. Ezt konvencióként alkalmazzuk az alábbiakban. Figyelembe véve a teherbírás lognormális eloszlására vonatkozó okfejtést és a (8) egyenletet, a sérülés feltételes valószínűségének eloszlásfüggvényét, 𝑃!"#$ , vagy másképp, fargilitását, sérülékenységi görbéjét az alábbiak szerint írhatjuk fel: 𝑎

𝑃!"#$ (𝑎 ≥ 𝑎′ 𝑄) = 𝛷 ahol:

𝑙𝑛 𝐶 +𝛽𝑈 ɸ 𝑚 𝛽𝑅

−1

(𝑄)

,

(9)

Φ(−) standard normális eloszlás eloszlásfüggvénye, a az eloszlásfüggvény argumentuma, azaz a külső hatást jellemző paraméter, amely szerint a teherbírást és a hatást is skálázzuk, például földrengés esetén a maximális vízszintes gyorsulás, C! a medián kapacitás ugyanolyan egységekben kifejezve, mint az igénybevételt jellemző paraméter, 𝑄 a „meg-nem-haladási valószínűség” (ahhoz a konfidencia-szinthez rendelt érték, ami a becslés bizonyosságát jellemzi). Így a sérülés feltételes valószínűségének meghatározását három adat, a 𝐶! , a 𝛽! és a 𝛽! meghatározására vezettük vissza. A tapasztalatok szerint a fragilitás episztemikus bizonytalansága elhanyagolható az eleatorikushoz képest. A fragiltást meghatározó 𝐶! , és 𝛽! adatok statisztikus módszerekkel meghatározhatók elemzések, törési tesztek illetve káresetek vizsgálata alapján. Megjegyezzük, egy rendszerelem azonos hatásra is többféle módon is sérülhet. A sérülési módok egy véletlen változó realizációjaként tekinthetők, amelyekhez diszkrét valószínűségek rendelhetők. Így minden sérülési módot egy-egy sérülési feltételes valószínűségfüggvény és az adott sérülési mód megvalósulásának valószínűsége jellemez. A (9) egyenlet legfontosabb paramétere, a Cm meghatározása történhet a (2) egyenlettel, determinisztikus módon, szabványok szerint meghatározható HCLPF

meghibásodási valószínűség

kapacitás alapján is. Erről a tervezési szabványok konzervatív biztonsági tényezői vizsgálata alapján azt állíthatjuk, hogy az a 95% konfidencia szintű sérülékenységi görbén az 5%-os sérülési valószínűségnek felel meg. Ha ez így van, akkor a determinisztikus módon kiszámított HCLPF kapacitás ismeretében a Cm, medián teherviselő képesség egyszerű behelyettesítéssel kiszámítható a (8) egyenlet alapján. Ezt illisztrálja a V.4-1. ábra.

átlag sérülékenységi görbe medián sérülékenységi görbe

földrengés tervezési alap

HCLP

a legjobb becslés a sérülést okozó PGA-ra

F

maximáls vízszintes gyorsulás – PGA

! V.4-1. ábra

Sérülékenységi görbék és a HCLPF

Miután a rendszerelemek feltételes sérülés valószínűsége ismert, az ezekből az elemekből felépülő rendszer sérülésének valószínűsége a rendszer logikai modellje, hibafája alapján kiszámolható. Az atomerőmű külső hatással szembeni fragilitásának meghatározása az atomerőmű 1. szintű PSA modellje alapján történik. Az elemzés végeredménye a zónaolvadás vagy a korai nagy kibocsátás feltételes valószínűsége, attól függően, hogy az erőmű válaszát milyen végállapotig vittük el, azaz az eseményfát miként építettük fel. Vannak olyan hatások, illetve sérülési módok, amelyek esetében a lognormálistól eltérő eloszlások érvényesek. Például az extrém szél esetén az üvegtáblák laterális ellenállását kétparaméteres Weibull eloszlással, a külső falak laterális ellenállását pedig háromparaméteres Weibull eloszlással is lehet modellezni (Unawa et al, 2000). V.4.6.2.

Külső-veszély PSA

Az elemzés az V.4.6. fejezetben megadott mindhárom feladat végrehajtásából áll, azaz a valószínűségi veszély-elemzésből, a rendszerek, rendszerelemek sérülékenységének elemzéséből és az erőmű külső veszélyre adott válaszának elemzéséből.

A biztonsági elemzés inputja a veszélyeztetettségi görbe, amely az éves gyakoriságot vagy meghaladási valószínűséget írja le a veszélyt jellemző mérték, paraméter függvényében. Ilyen földrengés esetén a meghaladási valószínűség a maximális vízszintes gyorsulás függvényében, a maximális hőmérséklet meghaladási valószínűség eloszlása a hőmérséklet függvényében. A veszély jellemzése általában nem egy paraméterrel történik. Így a jellemzés teljességéhez tartozik például földrengés esetén a válaszspektrum, repülőgép rázuhanásánál a légi jármű és a rázuhanás paraméterei (ütközési jellemzők, hőhatás, vibrációs hatás, stb.), tornádó esetén a tornádó nyoma, nyomás és sebesség-eloszlás a tölcsérben. A rendszerelemek sérülékenységének elemzését a fenti V.4.6.1. fejezetben bemutattuk. A rendszerek sérülékenységét a hibafa alapján határozzuk meg. Az atomerőmű külső veszélyre adott válaszának Boole-algebrai leképzése és a minimálmetszetek meghatározása alapján, a potenciális végállapotot (zónaolvadás vagy nagy kibocsátás) szem előtt tartva, s az atomerőmű egészének sérülékenysége kiszámolható. Valójában a külső veszélyt a 𝐻! , veszélyeztetettségi görbék sokaságával, a sérülékenységet pedig a sérülés feltételes valószínűségét adó 𝑓! függvények sokaságával jellemezhetjük. Ezért a sérült állapot valószínűségi meghatározása lényegében a 𝑝!" 𝑓!" dublett kiszámítását jelenti, ahol fij a külső veszély által okozott sérült erőmű állapot éves gyakorisága, ami kiszámolható mint 𝑓!" = −

! ! !!! 𝑓 (𝑎 ) !" 𝑑𝑎! , ! !

(10)

pij pedig az ehhez a gyakorisághoz rendelhető diszkrét valószínűség, ami 𝑝!" = 𝑞! 𝑝! , ahol a qi az fi(a) fragilitási görbéhez, mint a fragilitás egy realizációjához tartozó valószínűség, pj pedig a Hj veszélyeztetettségi görbe adott realizációjához tartozó valószínűség (ASME, 2008). A gyakorlatban a sérülékenységet és a veszélyeztetettséget is egy-egy függvénnyel (például mean vagy median) reprezentáljuk és a bizonytalanságot külön eljárásban elemezzük. A bizonytalanság és érzékenység elemzés, illetve a kockázat összetevőinek azonosítása is fontos eleme az eljárásnak, amelyekről az V.3.1. fejezet szól. V.4.7. Az elemzések sajátosságai A külső eseményekkel szembeni biztonság elemzésének három fontos sajátossága van, amely meghatározza jelentős mértékben az elemzés minőségét és az eredmény hihetőségét: − a szakértők, a szakértői csoport kompetenciája, − az erőművi bejárások és − a független felülvizsgálatok. V.4.7.1.

Az elemzést végző csoport kompetenciája

A biztonság elemzését és értékelését végző szakértők csoportját úgy kell összeállítani, hogy abban képviselve legyenek a rendszertechnikai, üzemviteli, balesetelhárítási szakemberek mellett, a szerkezeti, szilárdságtani, tervezési ismeretekkel rendelkező szakemberek, s a valószínűségi veszély-elemzés területének szakemberei egyaránt. Az ismertetett eljárásokban nagy szerepe van a szakértői véleménynek. A hitelt érdemlő szakértői állásfoglalásokhoz rendkívül nagy tapasztalat szükséges, ami másfelől épp akadálya lehet egy nem szokványos eredmény helyes értelmezésének. Feltétlenül szükség van a kompetencia referenciákkal alátámasztott igazolására. Egyes eljárások, mint például a földrengés-

veszély valószínűségi alapon való meghatározása, több szakértő közreműködését igényli, ezért külön szabályokat kell alkalmazni a szakértői vélemények integrálására, illetve a szakértői közreműködés moderálására (lásd például NRC, 1997). V.4.7.2.

Bejárások

A biztonsági elemzések alapja az atomerőmű terve, a szilárdsági számítások, a minősítések és a biztonsági elemzések. Működő atomerőművek esetében ugyanakkor célszerű helyszíni bejárással ellenőrizni, felmérni az alábbiakat: 1) a ténylegesen megvalósult, meglévő erőmű konfigurációt és állapotot, ezen belül a) a diszpozíciót, b) a kihorgonyzásokat, c) a robosztusnak feltételezett rendszerelemeket, e feltételezés és a további vizsgálatból való kiszűrés megerősítése érdekében, 2) a külső hatásra előálló lehetséges kölcsönhatásokat, amelyek veszélyeztethetik valamely biztonsági funkciót (például a mennyezeti világítótestek leesése az operátorokat), 3) a megerősítések lehetőségét, 4) a balesetkezelési eszközök, provizóriumok meghatározásához, csatlakozásához a kiindulási információt, beleértve a telephelyi logisztikai szempontokat is. Új atomerőmű esetében fentieket a tervek alapján lehet felmérni. A bejárásoknak jelentős szerepe van a működő atomerőművek célzott biztonsági felülvizsgálatában is. Ezt igazolja az EPRI e célra fejlesztett útmutatója, amely az az NRC által meghatározott, a fukushimai balesetet követő földrengés-biztonsági felülvizsgálathoz készül (EPRI, 2012). V.4.7.3.

Független felülvizsgálatok

Az ismertetett eljárások bonyolultak, s nagy szerepe van az eljárásokban, különösen a bejárások során kialakított a szakértői véleménynek, szakértői megítélésen alapuló szűrésnek. Ilyen esetben a független felülvizsgálat szolgál a szakértői feltevések, megállapítások hitelesítésére. A szakértői ítéletek integrálására egyes eljárásokban, mint például a földrengésveszély valószínűség-elemzése, kodifikált módszereket alkalmaznak. V.4.7.4.

Az elemzések verifikációja

A külső hatások biztonsági elemzésének módszertanát verifikálni és az elemzések eredményeit ellenőrizni rendkívül nehéz. A berendezések sérülékenységére költséges töréstesztekkel, s (szerencsére!) ritka káresetek feldolgozása alapján lehet empirikus igazolást kapni. A nagy szerkezetek, mint a konténment kisminta töréstesztjei, a földrengésállóság rázóasztalos minősítése, a repülőgép rázuhanás hatásának vizsgálata igen nagy erőfeszítéseket igényelnek. Ilyen nagy léptékű kísérletekről számol be például (Hessheimer, Dameron, 2006). Komplex numerikus elemzések is lehetnek a sérülékenység-vizsgálat eszközei (James et al, 1999). Fontos hangsúlyozni, hogy nem csak a fejlesztő országok, nagy cégek, mint az AREVA, Mitsubishi, Westinghouse, hanem a befogadó országok is szükségszerűen végeznek kutatásokat a külső hatásokkal szembeni biztonság területén, mindenekelőtt

az üzemeltető/befogadó ország önálló szakmai kompetenciájának kialakítása, fenntartása érdekében. V.4.8. A normál teljesítmény-üzemtől eltérő állapotok elemzése Külön elemzés tárgya, ha a külső veszély nem normál teljesítmény-üzemben éri az atomerőművet. Az eljárás ebben az esetben azonos az V.4.5. és V.4.6. fejezetben leírtakkal. Az eseményfát a rendszer kezdeti konfigurációja és állapota alapján kell meghatározni: hideg vagy meleg leállított állapot, konténment zárt vagy konténment nyitott, reaktor zárt vagy reaktor nyitott. Itt feltétlenül figyelembe kell venni, hogy a külső hatástól függetlenül is lehetnek működésképtelen, karbantartásra kivett rendszerek, rendszerelemek. A külső hatás által indított esemény lehet ugyan az, mint a normál üzemállapotban, például a teljes feszültségkiesés, de nyilvánvalóan elesik az ATWS, s a konténment szerkezeti integritása is másodlagos kérdés a nyitott konténment esetén. V.4.9. Az öregedés hatása a külső veszélyekkel szembeni biztonságra Az atomerőmű rendszerelemeinek öregedése bár lassítható, de nem kizárható folyamat, amely befolyásolja a rendszerelemek teljesítő képességét. Az öregedés hatását a tervezés során ellensúlyozzák, például az anyagtulajdonság vagy méretváltozást (kopás, erózió, korrózió) megfelelő pótlékokkal úgy, hogy az engedélyezett üzemidő végén is képesek legyenek a rendszerek a tervezett biztonsági funkciójukat teljesíteni. A HCLPF determinisztikus meghatározásánál a geometriai adatokat a méretpótlékok nélkül (azaz erodált-korrodált méretekkel), az anyagtulajdonságokat pedig a szabványos minimális értékekkel vesszük figyelembe. A minősítés során pedig az előöregítéssel kell az állapotromlást szimulálni. Így az elemzésekben a HCLPF és a medián teherviselő képesség meghatározásánál is az öregedés hatásait lényegében figyelembe vesszük. A biztonsági elemzések fontos elemét a bejárások képezik, amely egyik célja az olyan öregedési folyamatok és hatások feltárása, amely épp a külső hatással szembeni védelmet rontanák, mint például a földrengés-biztonság elemzésénél a kihorgonyzások, felfüggesztések rendellenes öregedése. Az így feltárt eltéréseket nem az elemzésben kell figyelembe venni, hanem a megkövetelt állapotot kell helyreállítani. Az öregedéskezelési programok, a karbantartás és a karbantartás hatékonyságának monitorozása, a minősített állapot fenntartása, a tervezett cserék, felújítások együtt egy rendszert képeznek, amely garantálja a szerkezetek és rendszerek megkövetelt műszaki állapotának fenntartását. Ebből szintén azt a következtetést lehet levonni, hogy a biztonsági funkcióval bíró rendszerek, rendszerelemek sérülékenysége, amelyet a fenti elemzések alapját képezik, az öregedés miatt nem változhat olyan mértékben, hogy az a biztonságra hatással lehetne és az elemzések eredményét kétségessé tenné. A mondottak ellenére az öregedés, vagy a látens hibák feltételezésével történő sérülékenység meghatározása elvi és gyakorlati jelentőséggel is bír, s ilyen kutatásokra mutat példát például (Nie, Braverman, Hofmayer, 2010). V.4.10.Példa – a földrengés-biztonság elemzése A földrengés-biztonság elemzése fontos feladat a működő és az új, még terv szinten létező atomerőművek esetében egyaránt. A tervezési követelmények szerint a földrengés hatásaival szemben elégséges tartalékokat kell betervezni a hirtelen

tönkremenetel (cliff-edge) kizárása céljából. A betervezett tartalékok mennyiségi értékelését el kell végezni. A működő atomerőművek esetében a földrengéssel szembeni biztonság jellemzésére több okból volt, illetve van szükség: − a telephely földrengés-veszélyeztetettségére vonatkozó ismeretek változása okán igazolni kell az erőmű biztonságát egy, a tervezési alapnál nagyobb referencia földrengésre, − a korábbi normák szerint tervezett atomerőművek újraminősítését el kell végezni a követelmények megváltozása miatt, − az aktuális szabályozás megköveteli a külső veszéllyel szembeni biztonság elemzését. Az új erőművek vonatkozásában és a működő erőművekre egyaránt három elemzés típus létezik a földrengés-biztonság értékelésére: − determinisztikus tartalék-elemzés (Code Deterministic Failure Margin), (EPRI, 1988) − valószínűségi módszerrel történő tartalék-elemzés, (Budnitz et al, 1985; Prassinos et al, 1986) − földrengés PSA, (NRC, 1983) A témakör újabb áttekintését adja (Katona, 2012). Földrengés PSA-t a fejlesztők általában nem készítenek, hisz annak része a telephelyi földrengés-veszély jellemzése és a veszélyeztetettségi görbe meghatározása, ami nem univerzális, hanem telephely-specifikus. Ehelyett a betervezett tartalékot minősítik a belső események PSA-ra kifejlesztett erőmű modellt messzemenőkig kihasználva, egy kombinált módszert alkalmaznak, amely leginkább a valószínűségi módszerrel történő tartalék-elemzéshez hasonlít, bár a HCLPF számításánál a determinisztikus és a valószínűségi módszert egyaránt alkalmazzák (Kennedy, 1999). V.4.10.1.

A biztonsági tartalék determinisztikus elemzése – CDFM SMA

Az elemzés célja az atomerőmű HCLPF kapacitásának meghatározása, a rendszerelemek determinisztikus, CDFM (Code Deterministic Failure Margin) módszerrel kiszámított HCLPF kapacitása alapján. A szeizmikus terhelhetőség/tartalék (a továbbiakban SMA – Seismic Margin Assessment, vagy CDFM SMA) eljárás lényegét az V.4.5. fejezet írja le. Az eljárás az alábbiakból áll: 1. Az SMA felülvizsgálathoz a referencia földrengés kiválasztása. 2. A felülvizsgálatot végző team összeállítása és felkészítése. 3. Előkészítő munkák: a. A tervezési és üzemeltetési információ összegyűjtése, ellenőrzése. b. A reaktor leállításához, lehűtéséhez és hűtéséhez szükséges rendszerek, rendszerelemek meghatározása. c. Az épületek dinamikus válaszának kiszámítása. 4. Erőművi bejárások (általában három): a. bejárás az előzetesen az erőmű üzemeltető és rendszertechnikus által készített minimum konfiguráció véglegesítése céljából, b. előzetes vagy szűrési céllal végzett bejárás a nagy HCLPF kapacitással rendelkező rendszerelemek kiszűrése céljából, c. bejárás a megvalósult állapot dokumentálása céljából a HCLPF számításokhoz. 5. A kiválasztott rendszerelemek szeizmikus terhelhetőségének (HCLPF)

meghatározása. A létesítmény HCLPF meghatározása. 6. Dokumentáció és jelentés-készítés. A folyamatot a gyakorlatban átalakítások és megerősítések, illetve egyes rendszerelemek újraminősítése követi. Egy tervezett atomerőmű esetében a fenti feladatok a tervdokumentáció alapján végezhetők el. Az eljárás fő kőveteményei, sajátosságai sz alábbiak (ASME, 2008): − Referencia földrengés és szabadfelszíni válaszspektrum meghatározása a telephelyi viszonyoknak megfelelően (a referencia, vagy review-level földrengés PGA-ja 0,3 g vagy 0,5 g). − Két, diverz leállítási és lehűtési technológiát kell meghatározni, amelyekkel 72 óráig stabil állapotot lehet teremteni a rengés után: alap, vagy siker-ágat és tartalék ágat. (Ezeket úgy kell meghatározni, hogy legalább az egyik képes legyen a kis csőtörések következményeit kezelni.) − A padlóspektrumokat korszerű best-estimate (medián) becslést adó számítási módszerekkel, a medián szerkezeti válasz alapján kell meghatározni, a talaj-épület kölcsönhatás figyelembe vételével. − A tartalék-elemzést és a szűrést bejárások előzzék meg, amelyek során a kihorgonyzások, csőtartók, laterális rögzítések állapotát és a szeizmikus kölcsönhatások lehetőségét kell felmérni. − A tartalék-elemzést a domináns vagy kritikus szerkezeti és funkcionális meghibásodási módokra kell elvégezni, amelyeket a bejárások, a tervezési információ és az általános ismeretek alapján lehet azonosítani. − HCLPF értékek legyenek erőmű-specifikusak, amelyeket az empirikus adatok és tesztek adatai is alátámasztanak. Az általános adatok alkalmazhatóságát igazolni kell. A teherviselő képesség és a földrengés igénybevétel számításánál az alábbi főbb szabályokat kell még betartani (EPRI, 1998): − a teherkombináció a normálüzemi terheket és a referencia földrengést tartalmazza, − medián csillapítás értékkel kell számolni, − best-estimate szerkezeti modellel kell az épületek válaszát meghatározni és a számított sajátfrekvenciák bizonytalanságát figyelembe kell venni, − a talaj-épület kölcsönhatást és a talaj paramétereinek változékonyságát figyelembe kell venni, − szabványos szilárdsági adatokat, vagy 95% meg nem haladási valószínűségi adatokat kell használni a teherviselő képesség meghatározásánál, − szabványos eljárást kell követni a szilárdsági számítás során, az igénybevételre vonatkozó számítási előírásokat és megengedett értékeket kell alkalmazni, − a duktilitást figyelembe lehet venni. Az eljárás a rendszerelemek HCLPF formájában kifejezett kapacitása alapján minősíti az erőmű HCLPF kapacitását, ahogy azt az V.4.5. fejezetben bemutattuk. Az eljárást az alábbi kiegészítő vizsgálatokkal lehet, illetve kell teljessé tenni: − az összes lehetséges lehűtési és hűtési alternatívát fel kell mérni és az elemzés eredményeként ezekből kell kiválasztani a siker és a tartalék ágat, − a nem szeizmikus meghibásodásokat (véletlen meghibásodások, kivétel karbantartásra) és a kezelői beavatkozásokat értékelni kell,

− a konténment integritását és a konténment rendszerei beépített tartalékait értékelni kell (mivel a siker ág csak a leállítást és lehűtést, illetve hűtve tartás rendszereit tartalmazza), − meg kell vizsgálni a relék vibráció hatására történő prellezésének következményeit (szilárdtest-relék biztonságosak ebben a tekintetben). Az SMA fenti kiegészítésekkel együtt sem minősíti a földrengésből eredő zónaolvadás éves gyakoriságát. A determinisztikus SMA elemzés fő hiányossága, hogy a rendszer modellezés nem teljes, s nincs mód a nem szeizmikus és az operátori hibák modellezésére. Az új atomerőművek esetében elvárt, hogy az erőmű maximális vízszintes gyorsulásban mért HCLPF kapacitása legyen a tervezési alap 1,67-szerese, míg a működő atomerőművek esetében 1,25-szöröse (Kennedy, 1997). V.4.10.2.

PSA alapú SMA

A determinisztikus tartalék-elemezés hiányosságai kiküszöbölhetők PSA alapú vagy másképp valószínűségi tartalék elemzéssel. Ennek alapja az atomerőmű 1. szintű PSA modellje, amelyet kiegészíteni kell a földrengésre jellemző állapotok modellezésével. Rendszer, illetve ezen belül a leginkább érzékeny rendszerelem szinten célszerű elvégezni a sérülési módok és azok következményeinek minőségi elemzését és ennek alapján kell meghatározni a földrengés-tipikus eseményeket, illetve állapotokat. A PSA modellezésnél az alábbi főbb földrengés-tipikus szempontokat kell figyelembe venni: − a teljes feszültségkiesést már relatíve moderált rengést követően figyelembe kell venni (a porcelán szigetelők sérülékenysége (HCLPF ≤ 0,09g)), s a hálózat helyreállítása már mérsékelt földrengést követően sem várható, − vannak direkt zónasérüléshez vezető hibamódok, mint például az üzemanyag közvetlen szeizmikus sérülése, vagy ilyen lehet a PWR-ek esetében a polárdaru rázuhanása a reaktorra, illetve a reaktor alátámasztás sérülése is, − különböző méretű csőtörések lehetőségét figyelembe kell venni, de a tapasztalat azt mutatja, hogy LBLOCA gyakorlatilag kizárható, a primerköri csőtörések valószínűségének meghatározásához a csőszakaszokból képzett csoportok reprezentánsait lehet értékelni, − az alapvető segédrendszerek, mint a biztonsági hűtővíz, elvesztésének lehetőségét figyelembe kell venni, − a relé-prellezést figyelembe kell venni, ha ez releváns (a szilárdtest-relék nem prelleznek!), − a földrengés hatására létrejövő kölcsönhatásokat, mint rádőlés, elárasztás, figyelembe kell venni, − a robosztus rendszerelemek kiszűrésével a hibafák lényegesen egyszerűsíthetők, − a szekvenciában másodlagos szereppel bíró rendszerekből helyettesítő, úgynevezett szuperkomponenst lehet képezni, − a több-blokkos telephelyen a baleset-kezelési, helyreállítási kapacitás esetleges szűkösségét modellezni kell. A rendszerelemek sérülésének feltételes valószínűség-függvényét felvehetjük az ismert, generikus adatok alapján, illetve az erőmű-specifikus elemekre és szerkezetekre meghatározhatók akár valószínűségi, akár determinisztikus módszerrel.

Az új reaktorok fejlesztésénél is alkalmazzák a PSA alapú SMA elemzést, lásd például (Kumagai et al, 2007). Új atomerőművek esetén az erőmű specifikus sérülés görbéket vagy valószínűségi módszerrel vagy pedig CDFM módszerrel lehet generálni. Ilyenek a konténment, illetve az épületek, az egyedinek tekinthető főberendezések. A kereskedelmi termékekre, amelyek például az engedélyezés fázisában csak specifikációként léteznek, feltételezhető, hogy a minimális követelményt teljesíteni fogják, azaz 𝐻𝐶𝐿𝑃𝐹 ≥ 1,67 ∗ 𝑎!!" , ahol az 𝑎!!" a tervezés alapját képező biztonsági földrengés maximális vízszintes gyorsulás-értéke (UK-AP1000, 2009a). Tekintettel arra, hogy a sérülékenység variabilitása relatíve kicsi, itt az episztemikus bizonytalanság elhanyagolható, az SMA keretében nincs szükség a bizonytalanság értékelésére. V.4.10.3.

Földrengés PSA

A földrengés PSA a zónaolvadás gyakoriságát, illetve a konténment sérülésének éves gyakoriságát adja eredményül. Az eljárás lépései a következők: 1. a földrengés veszély jellemzése és a veszélyeztetettségi görbe meghatározása, 2. a rendszerelemek hibamódjainak és sérülékenységének elemzése, 3. a zónaolvadás (vagy korai nagy kibocsátás) gyakoriságának kiszámítása, Az elemzés lépéseit felvázoltuk a V.4.6.2. fejezetben. A sérülési valószínűség itt felírható zárt alakban, hiszen a veszélyeztetettségi görbe jól közelíthető, mint: ℎ 𝑎 = 𝑘! (𝑎)!! ,

(11)

ahol k0 konstans és 𝑘 = 1 lg  (𝐴 ), ahol 𝐴! maximális vízszintes gyorsulások ! hányadosa egy dekádnyi meghaladási valószínűség csökkenésnél (McGuire et al., 2001). A (11) egyenletet és a sérülékenység (9) egyenlettel adott lognormális eloszlását behelyettesítve a (10) egyenletbe kapjuk a sérülés (feltétel nélküli) valószínűségét mint: 𝑃!"#$ = V.4.10.4.

! ! 𝑘! 𝑎!! !! !!! 𝑒𝑥𝑝 !

−

!"! ! !!"!! !! !

!

𝑑𝑎!  .

(12)

A földrengés utáni visszaindulás problematikája

A földrengés utáni visszaindulás rendkívül fontos biztonsági és gazdasági kérdés. A fentiekben bemutatott biztonsági elemzések közvetlen támpontot nem nyújtanak ahhoz, hogy egy földrengés után a (látens) károkról s a biztonságról ítélkezni lehessen, ám két szempontból mindenképp hasznosítható ismereteket nyújtanak: − az elemzések megmutatják a gyenge elemeket, amelyek a biztonság szempontjából kritikusak lehetnek, − a bejárások metodikája, a a robosztus rendszerelemek azonosítása, stb. közvetlenül hasznosíthatók az esemény utáni tényfeltárásnál. V.4.11. Példa – a repülőgép rázuhanás elemzése Tipikus példája a biztonság korlátozott környezeti hatás szerinti értékelésének a nagy polgári légi jármű atomerőműre történő rázuhanásának elemzése. Ezek az elemzések a 2001. szeptember 11-i WTC terrortámadást követően váltak kötelezővé az USA-ban a már típus-engedéllyel rendelkező, vagy típusengedélyezés alatt és előtt

lévő tervek esetében, illetve Európában az EPR tervezése esetében. Ezek a tervek a WTC támadás előtt is megfelelő védelmet biztosítottak bizonyos repülőgép típusok (F-4 típusú katonai gépek és kisgépek, LearJet, Cessna) rázuhanásával szemben, de igazolni kellett az erőmű biztonságát a nagy polgári légi jármű (szándékos) rázuhanásával szemben. Az NRC követelményei szerint a nagy polgári légi jármű rázuhanásával szembeni biztonság igazolása egy szabályok szerinti determinisztikus vizsgálat (NRC, 2011b, és 2012). Az elemzéssel vagy a reaktor (és a pihentető medence) hűtését, vagy pedig a konténment (pihentető medence) szerkezeti épségét és visszatartó funkciójának megmaradását kell igazolni. Szükség esetén a tervet módosítani kell (NRC, 2009). Olyan tervezési megoldásokat kell alkalmazni, hogy a megkövetelt funkciók minimális kezelői beavatkozás mellett megvalósuljanak Az elemzést például a NEI 07-13 „Methodology for Performing Aircraft Impact Assessments for New Plant Designs” módszertan (NEI, 2009) szerint lehet elvégezni. Ennek során az alábbiakat kell feltételezni: − a legnagyobb polgári légi járművel, s annak üzemanyagával kell számolni; − olyan ütközési sebességet és szöget kell feltételezni, amelyet tapasztalt, illetve tapasztalatlan pilóta tud megvalósítani, az atomerőmű, mint rárepülést tekintve alacsony objektum esetében; − a rázuhanás hatásaira realisztikus elemzést kell végezni. A konténmentet tekintve: − a rázuhanás az épület középvonalára merőleges, mert az általában hengeres konténmentre minden más esetben kisebb a hatás, − a védőépületen áthatoló hajtómű, illetve a lepattogzott betondarabok által okozott hatást is kell vizsgálni, − a kritikus átvezetések külön vizsgálat tárgyát képezzék. V.4.11.1.

A konténment vizsgálata

A konténment szerkezeti integritását és tömörségét tekintve két domináns szerkezeti sérülési mód létezik: a. lokális, amely mindenekelőtt a hajtómű ütközés következménye, ilyenek i. a kitöredezés és lepattogzás, illetve ii. a perforáció; b. globális tönkremenetel, amelyet a gép egészének ütközése és a konténment, vagy más céltárgy, mint szerkezet dinamikai tulajdonságai határoznak meg. A céltárggyal történő ütközésnek több fázisa lehetséges: − a repülő tárgy ütközik és behatol a céltárgy falába, amit a keletkező kráter mélysége jellemez, − a homlokfalon a fal kitöredezik, − a hátfalon lepattogzás történik, − a repülő tárgy áthatolhat a céltárgy falán, s valamilyen sebességgel belép a céltárgy mögötti térbe. A globális viselkedés ellenőrzése a céltárgy (a konténment jelentős részének, falaknak, tartók, épületrész) összeomlásának vizsgálatát jelenti. Az ütközés jelentős vibrációs hatást vált ki, amelyre minősíteni kell a reaktor, illetve a pihentető medence hűtéséhez szükséges rendszerelemeknek. A konténment

szerkezeti épségét tekintve az ütközés vibrációs hatása általában kisebb, mint a földrengés által okozott hatás. Az állékonyság vizsgálatát best-estimate modellekkel és a szabványos anyagjellemzők helyett realisztikus, a dinamikai hatást figyelembe vevő reológiai modellekkel és anyagjellemzőkkel kell végezni. A vasbeton és az acél szerkezetekre alakváltozásra vonatkozó sérülési kritériumokat kell alkalmazni. A lokális hatásokra, a lepattogzás, penetráció elleni minimális falvastagságokra determinisztikus (empirikus) kritériumok léteznek. A vizsgálatok módszertanát illetően alkalmas kézikönyvnek tekinthető például (Bangash, 1993) és (Birbraer, Roledler, 2009). V.4.11.2.

A reaktor hűtésének vizsgálata

Az eljárás lépései: 1. A biztonsági rendszereket magukban foglaló épületeket meg kell határozni; 2. Ezen épületekre meg kell határozni a potenciális találati pontokat, sérülési zónákat; 3. A sérülési zónában lévő rendszereket meg kell határozni. 4. Elemezni kell, hogy a rázuhanást túlélő rendszerek, rendszerelemek elégségesek-e a reaktor lehűtéséhez és hűtéséhez. A sérülési zónában a rendszerekre, rendszerelemekre a közvetlen fizikai kölcsönhatás, ha a hátfalon például fragmentumok válnak le, az ütközés által okozott vibráció és a tűz hat. Az üzemanyag-tűz különösen akkor jelent nagy veszélyt, ha behatolhat a céltárgy/épület belsejébe, ahol történetesen a reaktor hűtés rendszerei találhatók. Számolni kell másodlagos hatásként repülő tárgyakra, repeszekre. Annak ellenére, hogy a céltárgy globális integritása, a lokális hatások, a tűz és a vibrációs hatások értékelésére, továbbá a vibrációs hatásokra történő minősítésre is eljárások és megfelelőségi kritériumok léteznek, nagyon fontosak a nagyléptékű verifikációs kísérletek, mint az USA-ban a SANDIA, Európában a MEPPEN tesztek, lásd példaként (Wilt, Chowdhury, Cox, 2011). V.4.11.3.

Módosítások a védelem érdekében

Az eljárás eredményeként tervmódosításokat lehet meghatározni és tovább lehet vizsgálni a szerkezeti és funkcionális lehetőségeket a követelmények teljesítése céljából, ha arra szükség lenne. Ez utóbbira példa az AP1000 védőépület módosítása, amely az ütközés globális és lokális hatásával szemben megfelelő ellenállást biztosító acél-beton szendvics szerkezet2 alkalmazását jelentette, illetve a védőépület légbeszívásának módosítását (15 nagy beömlő keresztmetszet helyett 384 kiskeresztmetszetű felfelé irányított csatorna), hogy a légi jármű üzemanyaga ne juthasson be a védőépületbe (UK-AP1000, 2009b). V.4.12.Az elemzési módszerek összehasonlítása A fenteikben bemutatott módszerek áttekintését adja a V.4-2. ábra. Itt a módszerek megnevezése mellett a fejezetek sorszámai és az alábbiakban taglalt példák fejezet-sorszámai is láthatók. Összehasonlítani lényegében csak a determinisztikus és valószínűségi tartalék elemzést és a külső-veszély PSA-t lehet, mivel a tranziens folyamatok elemzése ebben a témakörben esetleges, a korlátozott

2

A Westinghouse megoldása elviekben azonos a paksi atomerőműben már annakidején alkalmazott acélcellás vasbeton építéssel.

külső hatás kritériumainak teljesülését igazoló elemzés pedig speciális, lényegében a nagy polgári repülőgép atomerőműre történő rázuhanásának vizsgálatára szolgál.

determinisztikus biztonsági elemzés (V.4.4. fejezet)

valószínűségi biztonsági elemzés (V. 4.6. fejezet)

determinisztikus tartalék elemzés (V.4.5. fejezet, példa V.4.11.1. fejezet)

valószínűségi tartalék elemzés (V.4.6.1. fejezet, példa V.4.11.2. fejezet)

külső hatás által indított tranziens folyamatok determinisztikus (neutronikaitermohidraulikai) elemzése (V.4.4.1. fejezet)

külső-veszély PSA (V.4.6.2. fejezet, példa V. 4.11.3. fejezet)

korlátozott környezeti hatás kritériumai szerinti elemzés (V.4.4.3. fejezet, példa V. 4.12. fejezet)

V.4-2. ábra

A külső veszélyek biztonsági elemzésének módszerei

A külső veszéllyel szembeni biztonságról a legteljesebb ítéletet a külső veszély 1. szintű PSA + konténment elemzés ad, amelynek végeredményekét megtudjuk a zónaolvadás valószínűségét (éves gyakoriságát), a konténment sérülésének éves gyakoriságát, megismerjük, úgy a hatás, mint a rendszer oldaláról a zónaolvadásban meghatározó szerepet játszó kontribútorokat, az eredmények bizonytalanságának számszerű értékelését. A determinisztikus elemzés csak az adott hatással szembeni tartalékot minősíti az alapvető biztonsági funkciókat megvalósító rendszerek tartalékának vizsgálata és a gyenge láncszem elve alapján. Kívánatosnak tűnik a tehát a biztonság teljes körű értékelése, ahogy az a külső-veszély PSA segítségével lehetséges. Ennek az értékelésnek a nehézsége az, hogy mind a veszély, mind pedig a sérülékenység bonyolult eljárás alapján számítható ki, amelyeket jelentős bizonytalanság terhel. Legtöbb tapasztalat a földrengés biztonsági értékelése terén gyűlt össze, itt a problémák jól láthatók, amelyek lényegében a külső veszély jellemzésének problémáira vazethető vissza. A földrengésveszély meghatározása, a földrengésforrásterületek kijelöléséből, azokban a földregés-gyakoriság leírásából, a talajmozgás a földrengés kipattanási helyétől a telephelyig történő csillapításának

meghatározásából, a veszélyeztetettségi görbe és az alapkőzeti válaszspektrum, majd végül a szabadfelszíni válaszspektrum kiszámításából áll. Az eljárás minden lépése bizonytalansággal terhelt, amely részben a jelenség véletlenszerű természetéből, másrészt az ismeretek elégtelen voltából adódik. A bizonytalanság kezelése logikai fa módszerével történik. Az elemzés eredményét tekintve, egy adott gyorsulás-értéknél akár két nagyságrendnyi eltérés lehet a 15% és a 85% százalékos konfidenciájú veszélyeztetettségi görbék között, amely tendencia erősödik a kisebb gyakoriságok tartományában. Elmondottakat erősíti a paksi telephely földrengés veszélyeztetettségét tekintve (Tóth, Győri, Katona, 2008). A tapasztalat azt mutatja, hogy a szofisztikált veszélyeztetettségi vizsgálatok, mint például a földrengés valószínűségi veszély elemzése az (NRC, 1997a) eljárása szerint, sem változtattak eddig ezen a helyzeten. A sérülékenység modellezésének bizonytalansága a veszélyeztetettséghez képest jóval kisebb, de az sem jelentéktelen, ami még tovább súlyosbítja a helyzetet és vezet ahhoz az eredményhez, amit az V.4-3. ábra mutat, lásd például még (Kennedy, 1999) vagy (Kim et al, 2011).

Total Core Damage Non-Seismic Events

valószínűségi sűrűség

Seismic Events Mean

Probability Density

Median

1.E-08

1.E-07

1.E-06

1.E-05

1.E-04

1.E-03

Zónaolvadási gyakoriság 1/év Core Damage Frequency [per year]

A zónaolvadási gyakoriság sűrűségfüggvénye (Tinic, 2008) alapján Jelmagyarázat: bordó – a teljes zónaolvadási gyakoriság, kék - nem-földrengésből eredő, piros – földrengésből eredő zónaolvadási gyakoriság, Ÿ - medián, w középérték V.4-3. ábra

A fentiek miatt – ahogy azt a V.4-3. ábra is mutatja – a földrengés által okozott zónaolvadás-gyakoriság sűrűségfüggvénye négy nagyságrendnyi sávon oszlik el ellentétben a belső események PSA-ból kapott zónaolvadási gyakorisággal. Fentiek miatt az atomerőmű PSA modelljére épülő, az adott külső veszély hatásának sajátosságait figyelemve vevő valószínűségi tartalék-elemzés ma lényegesen kisebb bizonytalansággal értékeli az atomerőművet, mint egy komplex külső-veszély PSA. A fukushimai baleset nyomán a külső veszélyek biztonsági elemzése terén intenzív módszertani és alkalmazás-fejlesztés indult szerte a világon (lásd például NRC, 2011a).

V.4.13. Irodalom a fejezethez ASME, 2008, ASME/ANS RA-S-2008 „Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications” Bangash, M.Y.H., 1993, Impact and Explosion, Analysis and Design, Blackwell Scientific Publications, Oxford, 1993

Bareith, A., 2007, Use of Insights from Seismic PSA for NPP Paks, Proceedings of the Specialist Meeting on the Seismic Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Facilities, 336 p, 14 Nov 2007, p. 66-75, NEA-CSNI-R-2007-14 Birbraer, A.N., Roledler, A.J., 2009, Extreme Actions on Structures, Saint Petersburg, Politechnic University Publishing House, 2009, ISBN 978-5-7422-2370-2 (oroszul) Bohn, M. P., Lambright J.A., 1990, Procedures for the External Event Core Damage Frequency Analyses for NUREG-1150, NUREG/CR-4840, SAND88-3102, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/contract/cr4840/ Budnitz, R.J. et al, 1985, NUREG/CR-4334, An Approach to the Quantification of Seismic Margins in Nuclear Power Plants, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0905/ML090500182.pdf EC, 2012, European Commission, Technical summary on the implementation of comprehensive risk and safety, final assessments of nuclear power plants in the European Union, Brussels, 4.10.2012, SWD(2012) 287, http://ec.europa.eu/energy/nuclear/safety/doc/swd_2012_0287_en.pdf

Elter, J., 2006, Insights from the seismic probabilistic safety analysis of Paks Nuclear Power Plant, International Conference on Reliability, Safety and Hazard, Mumbai 2005 (ICRESH05), in Reliability, Safety and Hazard: Advances in Risk-informed Technology, Editor: P.V. Varde, 2006, pp. 381–387. ENSREG, 2012, Compilation of Recommendations and Suggestions from the Review of the European Stress Tests, http://www.ensreg.eu/sites/default/files/Compilation%20of%20Recommendat ionsl.pdf EPRI, 1988, A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin, Electric Power Research Institute, NP-6041 EPRI, 2012, Seismic Walkdown Procedure Guidelines for Resolution of Fukushima NearTerm Task Force Recommendation 2.3: Seismic, Draft 0 Report, EPRI Project Manager, R. Kassawara, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1211/ML12117A003.pdf Hessheimer, M. F., Dameron, R. A., 2006, Containment Integrity Research at Sandia National Laboratories An Overview NUREG/CR-6906, SAND2006-2274P, July 2006 IAEA, 2008, Safety assessment for facilities and activities: general safety requirements, No. GSR part 4, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008, ISBN 978– 92–0–112808–9 James, R. J., et al., “Seismic Analysis of a Prestressed Concrete Containment Vessel Model,” NUREG/CR-6639, SAND99-1464, March 1999

Katona T.J., 2012, Seismic Safety Analysis and Upgrading of Operating Nuclear Power Plants (Chapter 4), In: Wael Ahmed (szerk.), Nuclear Power - Practical Aspects, New York: InTech, 2012. pp. 77-124. (ISBN:978-953-51-0778-1) Kennedy, R. P., 1997, Establishing Seismic Design Criteria to Achieve an Acceptable Seismic Margin, in Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, (SMiRT), Lyon, France, August 1997, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0429/ML042960152.pdf Kennedy, R.P., 1999, Overview or Methods for Seismic PRA and Margin Analysis Including Recent Innovations, Proceedings of the OECD-NEA Workshop on Seismic Risk, Tokyo Japan, 10-12 August 1999 Kim, J.H. et al., 2011, Uncertainty analysis of system fragility for seismic safety evaluation of NPP, Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 2570–2579 Kimura, C. Y., Budnitz, R. J., 1987, Evaluation of External Hazards to Nuclear Power Plants in the United States, NUREG/CR-5042, UCID-21223, US NRC, December 1987 Kumagai, Y. et al, 2007, PRA-Based SMA: the First Tool toward a Risk-Informed Approach to the Seismic Design of the IRIS, Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 44, No. 10, p. 1268–1274 (2007) McGuire, R. K., Silva, W.J., Costantino,C.J., 2001, “A Technical Basis for Revision of Regulatory Guidance on Design Ground Motions: Hazard and RiskConsistent Ground motion Spectra Guidelines,” NUREG/CR-6728. USNRC, Washington DC, Oct. 2001. NEI, 2009, NEI 07-13 Revision 7, Methodology for Performing Aircraft Impact Assessments for New Plant Designs, ERIN Engineering & Research, Inc., May 2009, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0914/ML091490723.pdf Nie, J, Braverman, J., Hofmayer, Ch., 2010, Joint Development of Seismic Capability Evaluation Technology for Degraded Structures and Components, KAERI/TR-4068/2010, BNL -93771-2010, June 2010, Brookhaven NL, Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, 305-353, Korea NRC, 1983a, NUREG/CR-2300, PRA Rocedures Guide, A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear, Power Plants, NRC, 1983, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/contract/cr2300/ NRC, 1990, Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants (NUREG-1150), http://www.nrc.gov/reading-rm/doccollections/nuregs/staff/sr1150/ NRC, 1991, NUREG-1407, Chen, J. T. et al „Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events (IPEEE) for Severe Accident Vulnerabilities”, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0635/ML063550238.pdf NRC, 1997, NUREG/CR-6372, SSHAC– Senior Seismic Hazard Analysis Committee Report: Recommendations for Probabilistic Seismic Hazard Analysis: Guidance on Uncertainty and Use of Experts, 1997 NRC, 2009, 74 FR 28111, “Consideration of Aircraft Impacts for New Nuclear Power Reactors; Final Rule,” Federal Register, Volume 74, Number 112, pp. 28111 and 28143, Washington, DC, June 12, 2009. http://www.gpo.gov/fdsys/pkg/FR-2009-06-12/html/E9-13582.htm NRC, 2011a, Prioritization of Recommended Actions to be Taken in Response to Fukushima Lessons Learned, SECY-11-0137, October 3, 2011

NRC, 2011b, Regulatory Guide 1.217, Guidance For The Assessment Of Beyond-DesignBasis Aircraft Impacts, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2011, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0929/ML092900004.pdf NRC, 2012, 10CFR Part 50, § 50.150 Aircraft impact assessment, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part050/part0500150.html OAH NBI, 2012, Nukleáris Biztonsági Szabályzatok, 3. kötet, Atomerőművek tervezési követelményei, Korm. 37/2012. (III. 9.), Magyar Közlöny, 2012. évi 28. szám, p. 6101, lásd még: http://www.haea.gov.hu/web/v2/portal.nsf/letoltes_hu/A2565DA6A4F5B9F2 C125710B0057E2BA/$file/NBSz_3.pdf OECD NEA, 2007, NEA/CSNI/R(2007)14, Specialist Meeting on the Seismic Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Facilities, Jeju Island, Republic of Korea, 6-8 November 2006, http://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2007/csni-r2007-14.pdf OECD NEA, 2009, Probabilistic Safety Analysis (PSA) of other External Events than Earthquake, NEA/CSNI/R(2009)4, March 2009, http://www.oecdnea.org/nsd/docs/2009/csni-r2009-4.pdf Prassinos, P. G., Ravindra, M. K. and Savy, J. B., 1986, NUREG/CR-4482 “Recommendations to the Nuclear Regulatory Commission on Trial Guidelines for Seismic Margin Reviews of Nuclear Power Plants,” Report, LLNL and U.S. Nuclear Regulatory Commission (1986), http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1206/ML12069A017.pdf Tinic-Kizildogan, Sener, 2008, PSHA Application for Switzerland NPPs, PEGASOS Project”, International Workshop on Lessons Learned from Strong Earthquakes, 19-21 June 2008, Kashiwazaki, Japan Tóth, L., Győri, E., Katona,T.J., 2008, “Current Hungarian Practice of Seismic Hazard Assessment”, OECD NEA CSNI Workshop on Recent Findings and Developments in PSHA Methodologies and Applications, Lyon, France, 7-9 April, 2008 UK-AP1000, 2009a, AP1000 Pre-Construction Safety Report, UKP-GW-GL-732, 2009 Westinghouse Electric Company Llc, https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/Safety/UKP-GW-GL732%20Rev%201.pdf UK-AP1000, 2009b, AP1000 European, Design Control Document, Chapter 19. Probabilistic Risk Assessment, EPS-GW-GL-700 19.55-19.58, https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EP S-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL700%20Rev%201%20Chapter%2019/EPS-GW-GL-700Rev%201%20Chapter%2019%20Section%2019-55%20to%2019-58.pdf Unanwa C.O. et al, 2000, The development of wind damage bands for buildings Journal of Wind Engineering and Industrial Aerodynamics 84 (2000) 119-149 Wilt, T., Chowdhury, A., Cox, P.A. 2011, Response of Reinforced Concrete Structures to Aircraft Crash Impact, Prepared for U.S. NRC Contract NRC−02−07−006, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1126/ML112690136.pdf