Működési terület
A NUBIKI tevékenysége az atomerőművek biztonságos működtetését támogatja. Az atomerőművek biztonságának növeléséhez determinisztikus és valószínűségi elemzéseket végeznek a NUBIKI munkatársai.
Determinisztikus biztonsági elemzések keretében az atomerőműben előforduló különböző folyamatok számítógépes szimulációjával foglalkozunk.
A tevékenység egyik eleme az atomerőművi védőépületben, a konténmentben végbemenő tervezési üzemzavarok számítógépes elemzése. A számításokat kísérleti eredmények utánszámításával ellenőrizzük, ezért vettünk részt a nemzetközi PHARE 2.13 „Bubbler Condenser Qualification” c. kísérlet utánszámításában. A konténment szivárgásvizsgálata a biztonságos üzemeltetés fontos feltétele. Az erőmű üzembe helyezése óta elvégzett számos szivárgásvizsgálat mérési eredményeinek feldolgozásával, az eredmények interpretálásával kapcsolatos tevékenység hagyományos tématerületünk.
A súlyos balesetekkel kapcsolatos termohidraulikai és aktivitás-terjedési folyamatokat számítógépes modellekkel elemezzük. Így elemzéseket végeztünk a Paksi Atomerőmű biztonságának elemzésével foglalkozó AGNES projektben, valamint az erőmű 2. szintű valószínűségi biztonsági felülvizsgálatára indított projektben. A súlyosbaleset-elemzések fontos területe a konténmentbe jutó hidrogén eloszlásának és eltávolításának vizsgálata, amely 3D szintű számítógépes modellekkel történik. A számítógépes elemzéseket jelenleg is használjuk többek között az erőmű súlyosbaleset-kezelési utasításrendszere kialakításának a támogatására. Több nemzetközi kísérleti programban veszünk részt a kísérletek számítógépes utánszámításával, az elemzési modellek ellenőrzése és validálása céljából.
Valószínűségi biztonsági elemzésekkel a súlyos balesetek kialakulásához vezető eseménysorokat azonosítjuk, és meghatározzuk ezek bekövetkezésének esélyét. Részletes folyamatmodelleket készítünk a szóba jöhető üzemzavari helyzetek lehető legteljesebb körére kiterjedően. Az elemzés során az erőmű technológiai rendszereinek és rendszerelemeinek működését és a személyzet beavatkozásait egyaránt részletesen vizsgáljuk. A modellépítést és a számszerű kiértékelést korszerű elemzési módszerekkel végezzük, fejlett számítógépes kódok felhasználásával. A biztonság szintjének számszerű jellemzése mellett elemzési eredményeink a kockázatszempontú döntéshozatalban is hasznosulnak. E döntéshozatali folyamatnak az atomerőmű üzemeltetője és a nukleáris biztonsági hatóság is részese. A kockázatszempontú alkalmazások céljára jelentős módszer- és eszközfejlesztéseket végzünk.
A valószínűségi biztonsági elemzések több évtizedes tapasztalataira és a know-how-jára alapozva tevékenységünk mára az üzemidő-hosszabítást, az atomerűművi átalakítások tervezését és napi üzemviteli feladatok ellátását is támogatja.
A determinisztikus és valószínűségi elemzéseket sokszor egymást kiegészítve alkalmazzuk.
Determinisztikus biztonsági elemzések
Konténment tanulmányok
Az erőmű üzembe helyezésétől kezdve végeznek munkatársaink a VVER-440/213 típusú atomerőmű konténmentjére elemzéseket. Az elemzések során a tervezési üzemzavarok (DBA) hatásait és következményeit vizsgáljuk. Többek között a Paksi Atomerőmű Végleges Biztonsági Jelentéséhez (VBJ) készítettünk számításokat. Az utóbbi időben bizonytalansági számításokat végeztünk DBA folyamatok hatására a konténmentben kialakuló állapotok lehetséges határaira.
Súlyos baleseti folyamatok számítása
Számítógépes kódok segítségével elemezzük a VVER-440 atomerőmű viselkedését egy esetleges súlyos baleset feltételezett körülményei között. Az elemzések során a primer és a szekunder körben, valamint a konténmentben lejátszódó fizikai, kémiai folyamatokat vizsgáljuk.
Elemzéseket végeztünk az AGNES projekthez, majd több PHARE projekthez is. A Paksi Atomerőmű 2. szintű valószínűségi biztonsági analíziséhez (PSA 2) termohidraulikai és hasadványterméktranszport-számításokkal járultunk hozzá. A PSA 2 képezi az alapját a súlyosbaleset-kezelésnek.
Súlyosbaleset-kezelés
A Súlyos Baleset Kezelési Utasítás (SBKU) ellenőrzéséhez és a módosítások támogatásához is végeztünk elemzéseket. Az elemzések során többek között meghatároztuk a beavatkozásokhoz rendelkezésre álló időtartamokat.
A súlyosbaleset-kezeléshez szükséges erőművi módosításokat is számítógépes szimulációval támogatjuk. Ennek keretében 3D-s konténment elemzéseket végeztünk a hidrogéneloszlásra a konténmentben. A hidrogénégés következményeinek csökkentésére elhelyezendő passzív auto-katalitikus hidrogénrekombinátorok számának és helyének meghatározása is számításaink alapján történt, integrált súlyos baleseti kód és 3D konténment számítások segítségével.
Valószínűségi biztonsági elemzések
Valószínűségi biztonsági elemzések keretében számszerű kockázatértékeléssel és az elemzési eredményekből származtatható minőségi jellegű következtetések megfogalmazásával is foglalkozunk. Atomerőműbeli súlyos balesetek kialakulásának esélyét, a biztonságnövelés lehetőségeit általában számszerű értékeléssel jellemezzük. A fő kockázati összetevők szerepének minőségi vizsgálatával a biztonságot befolyásoló tényezők szerepébe nyerünk mélyebb betekintést. Tevékenységünk fontosabb elemeiről az alábbiak szerint adhatunk rövid összegzést.
Az aktív zóna, továbbá az erőműbeli üzemanyag-tárolók fűtőelemeinek sérüléséhez vezető baleseti folyamatokat ún. első szintű valószínűségi biztonsági elemzésekkel vizsgáljuk és értékeljük. A paksi atomerőmű négy blokkjára általunk végzett ilyen típusú elemzések a szóba jöhető kezdeti események és reaktor-üzemállapotok széles körére kiterjednek. Kezdeti események mint normál üzemmenetet zavaró hatások között belső, technológiai eredetű meghibásodásokat (pl. csővezetéktörések), belső veszélyeket (telephelyi tűz, telephelyi forrásból származó elárasztás) és külső hatásokat (földrengés) vettünk figyelembe. Üzemállapotok tekintetében a teljes teljesítményű üzem, a csökkentett teljesítményen üzemelő és a leállított reaktor üzemzavarai egyaránt részét képezik vizsgálatainknak. A reaktorcsarnokbeli pihentető medence fűtőelemeinek sérülési lehetőségeire hasonló terjedelmű valószínűségi biztonsági elemzést készítettünk, mint a reaktorra. Az elemzés részét képező modellépítést, adatfeltöltést és számszerű kiértékelést részben a nemzetközi gyakorlatban bevált, kereskedelmi forgalomban lévő, részben saját fejlesztésű számítógépi kódokkal hajtjuk végre.
Az első szintű valószínűségi elemzések kiterjesztéseként ún. második szintű elemzéseket készítettünk, ill. készítünk. Ezen elemzésekben a súlyos baleseti folyamatok konténmentbeli alakulásának modellezésével meghatározzuk az erőműből lehetséges súlyos baleseti nagy radioaktivitás-kibocsátásokat és azok valószínűségét. A paksi atomerőmű második szintű valószínűségi biztonsági elemzése – az első szintű elemzésekhez hasonlóan – a szóba jöhető üzemzavarok igen széles körét magában foglalja. A második szintű elemzéseket az intézet Kockázatelemzési és Biztonságelemzési Divíziójának igen szoros együttműködésében végezzük.
A paksi reaktorblokkok valószínűségi biztonsági elemzését, azon belül az ún. eseménylogikai modelleket, e modellek bemenő megbízhatósági adatbázisát, az elemzések eredményeit és dokumentációját rendszeresen frissítjük. Általában minden naptári évben végzünk frissítést annak érdekében, hogy az erőmű biztonsági színvonaláról a lehető leghűbb képet adjuk. A frissítésekkor figyelembe vesszük és értékeljük a biztonságot érintő erőműbeli átalakítások, az üzemviteli és karbantartási tapasztalatok, az elemzési terjedelem bővítésének, valamint az elemzési módszerek és ismeretek fejlődésének hatását.
A módszerfejlesztéseken belül különösen nagy hangsúlyt helyezünk az erőművi személyzet tevékenységének valószínűségi alapú leírását lehetővé tevő modellek és eljárások kidolgozására. Számos kísérletet, megfigyelést végzetünk a paksi atomerőmű teljes léptékű szimulátorán. E megfigyelésekben a vezénylőtermi személyzetek üzemzavari tevékenységét jellemző adatokat gyűjtöttünk, mely adatok elemzésének eredményeit a megfigyelési tapasztalatokat és a szubjektív elemzői megítélést ötvöző eljárások kifejlesztésére használtuk. Ezen eljárásokat a valószínűségi biztonsági elemzések részeként elvégzett emberi megbízhatósági elemzésekben alkalmazzuk.
Eszközfejlesztéseink közül kiemelhető a tűz és belső elárasztás kockázatának vizsgálatára létrehozott, ADRIA nevű számítógépi adatbázis, elemző- és tervezőeszköz. Az ADRIA az erőművi rendszerelemek és különösen a kábelek, kábelnyomvonalak részletes nyilvántartásán, valamint a kockázatelemzések speciális igényeinek kiszolgálásán felül fontos eszköze kábelnyomvonalak tervezésének, kábelezéssel kapcsolatos napi üzemviteli feladatok támogatásának. A paksi blokkok üzemidejének tervezett meghosszabbítása érdekében az ADRIA felhasználásra kerül a kábelek öregedéskezelési programjában. Adatbázisként a leszerelési munkák megalapozásában is alkalmazható a blokkok üzemidejének végén.
A valószínűségi biztonsági elemzések a biztonsági elemzésekkel kapcsolatos nukleáris biztonsági követelmények kielégítésén felül konkrét alkalmazásokban hasznosulnak a kockázatszempontú döntéshozatal részeként. A nukleáris biztonsági hatóság és az erőmű üzemeltetőjének tevékenységét is segítjük ilyen alkalmazássokkal.
Javaslatokat teszünk a biztonság növelésére irányuló átalakításokra, a gyenge pontok felszámolására, és értékeljük ez elérhető biztonságnövekedést, amennyiben az elemzési eredmények azt indokolják. A paksi atomerőműben történt számos konkrét átalakítás esetében végeztünk kockázatelemzést az átalakítások tervezési és kivitelezési fázisában is. E tevékenységnek különösen az erőműben 1996. és 2002. között megvalósított nagyléptékű biztonságnövelési programban volt jelentősége.
A nukleáris biztonsági hatóság részére javaslatot tettünk a biztonsági színvonal alakulását nyomon követő, ill. előjelző valószínűségi alapú biztonsági mutatókra és ezek bevezetésének programjára. A mutatórendszer alkalmazásának egy elemeként honosítottuk az amerikai gyakorlatban használt elemzési és értékelési eljárást az atomerőművekben bekövetkezett események kockázati kihatásának létesítményszintű értékelésére. Az ilyen értékelések egyszerűbbé tétele érdekében kidolgoztunk egy, a paksi atomerőmű első szintű valószínűségi biztonsági elemzésének modelljére támaszkodó számítógépi programot. E program és az adaptált elemzési eljárás felhasználásával – rendszeres tevékenység keretében – végezzük a paksi atomerőmű blokkjain bekövetkezett valamennyi, a hatóság felé jelentésköteles esemény zónasérülési kockázatra gyakorolt hatásának vizsgálatát.
Hatósági alkalmazás céljára korábban létrehoztunk egy kockázat-felügyelő nevű számítógépi programot a zónasérülési kockázat számítására és grafikus megjelenítésére az atomerőmű biztonsági rendszerei és rendszerelemei aktuális konfigurációjának függvényében. A valószínűségi alapú eseményértékeléshez hasonlóan a kockázat-felügyelővel is megvizsgálunk minden jelentésköteles eseményt.
Dolgozunk egy ún. kockázatmonitor fejlesztésén a paksi atomerőmű blokkjaira. A skandináv Scandpower cég RiskSpectrum RiskWatcher nevű keretprogramjára és a blokkspecifikus valószínűségi elemzésekre épülő kockázatmonitor a kockázat-felügyelőnél részletesebben, pontosabban és többféle befolyásoló tényezőre kiterjedően lesz képes a konfigurációt jellemző kockázat meghatározására és jellemzésére. Várakozások szerint a kockázatmonitor az üzemeltetés és karbantartás több területén is alapját képezheti a kockázatszempontú döntéshozatalnak.
Megalkottunk egy olyan számítógépi eszközt, amely üzemzavar vagy baleset esetén használható súlyos baleset esélyének számítására. Ezen eszköz telepítve van az Országos Atomenergia Hivatal Veszélyhelyzeti Intézkedési, Gyakorló és Elemző Központjában. Amennyiben egy paksi atomerőműbeli esemény miatt szükség van a központ munkájára, akkor a telepített programmal az eseményről rendelkezésre álló információ terjedelmétől és részletességétől függő pontossággal meg lehet határozni zónasérülés kialakulásának feltételes valószínűségét az adott helyzetben.
Módszerfejlesztést végzünk annak meghatározására, hogy miként lehet az atomerőműbeli rendszerek és rendszerelemek hagyományos, determinisztikus elvekre épülő biztonsági osztályba sorolása mellé a valószínűségi biztonsági elemzésekből származtatott kockázati szempontokat felsorakoztatni. Korábban elvégeztük a biztonsági fontosság számszerű jellemzését a valószínűségi elemzések modelljeiben szereplő rendszerekre és azok elemeire. Vizsgáljuk a determinisztikus elvek és a valószínűségi jellemzők egységes megközelítésben történő együttes, egymást kiegészítő alkalmazásának lehetőségeit. Cél, hogy a biztonsági fontosság korábbinál több szempontot magában foglaló jellemzése egyúttal megteremtse a besorolástól függő, differenciált követelmények bevezetésének lehetőségét is.
Egyrészt a Paksi Atomerőmű Zrt. főkonzulenseként, másrészt az Országos Atomenergia Hivatal műszaki háttérintézményeként műszaki tanulmányok sorozatában tekintettük át a valószínűségi biztonsági elemzésekre támaszkodó kockázatszempontú döntéshozatal alkalmazásának lehetőségeit. E tanulmányokban általában meghatároztuk a szóba jöhető, ill. javasolható alkalmazások körét, célját és bevezetésük műszaki feltételeit. Tervek szerint a tanulmányokban szereplő információk az üzemeltető és a hatóság kockázatszempontú döntéshozatalra irányuló, jelenleg koordináltan folyó tevékenységében fognak hasznosulni.
Módszert dolgoztunk ki a biztonsági rendszerek és rendszerelemek ciklikus próbáinak gyakoriságára és megengedett üzemképtelenségi idejére a Paksi Atomerőmű Zrt. Műszaki Üzemeltetési Szabályzatában megfogalmazott feltételek kockázatalapú felülvizsgálatára. A megengedett üzemképtelenségi idők felülvizsgálatának módszerét próbaalkalmazással demonstráltuk, míg a próbák ciklusidejének ellenőrzésére javasolt módszert egy általunk kifejlesztett számítógépes program felhasználásával a valószínűségi elemzések modelljében szereplő valamennyi érintett rendszerre alkalmaztuk.
Vizsgáltuk és értékeltük, hogy a paksi atomerőmű vezénylőtermi személyzeteinek szimulátoros szinten tartó képzési programjában szereplő üzemzavari helyzetek mennyiben felelnek meg a valószínűségi biztonsági elemzések eredményei szerint fontos eseménysoroknak.
A valószínűségi biztonsági elemzések módszertanát és tapasztalatait közvetett módon is hasznosítjuk a paksi atomerőmű hosszú idejű biztonságos működésének fenntartására irányul egyes stratégiai fontosságú feladatok megoldásában.
A valószínűségi biztonsági elemzések összefoglaló leírása explicit módon részét képezi a Végleges Biztonsági Jelentésnek mint az atomerőmű hatósági követelmények szerinti biztonságos működését bemutató legfontosabb dokumentumnak. Ezen felül a paksi atomerőmű biztonsági rendszereinek széles körére végeztünk megbízhatósági elemzéseket a hibafaelemzés módszerével a rendszermegbízhatósággal kapcsolatos sokrétű nukleáris biztonsági követelmények teljesülésének értékelése céljából. Az elemzések legfontosabb következtetései jelentik az alapját a Végleges Biztonsági Jelentésben rendszerenként külön-külön szereplő biztonsági értékelésnek.
Módszertani útmutatót dolgoztunk ki arra, hogy miként lehet a karbantartás hatékonyságát ellenőrizni a paksi atomerőműben a biztonságot érintő rendszerek teljesítménymutatóinak folyamatos figyelemmel kísérése és értékelése (monitorozása) révén. A monitorozás terjedelmébe tartozó rendszerekre meghatároztuk a szóba jöhető teljesítőképességi mutatókat, és hibafaelemzés alapján javaslatot tettünk e mutatók elfogadási határértékeire. Részt veszünk a módszertani útmutatóban javasolt monitorozási program bevezetésében, ami szükséges feltétele a paksi atomerőmű üzemidő-hosszabbításának.
A valószínűségi elemzésekben szerzett jártasságunkat és ismereteinket felhasználva bekapcsolódtunk a paksi atomerőmű blokkjainak bővítésére irányuló műszaki-tudományos megalapozó tevékenységbe. Erről további részleteket a Referenciák menüpont tartalmaz honlapunkon.
Elemzéseinkben, az azokat támogató módszerfejlesztésekben és az elemzési eredmények alkalmazásában jelentős szerepe van a nemzetközi együttműködésnek. Ennek példájaként említhető a svájci Paul Scherrer Intézetben lévő protonterápiás daganatkezelő berendezésre vonatkozó kockázatelemzés, melynek elvégzéséhez a villamos és irányítástechnikai alrendszerek hibafáinak kidolgozásával járultunk hozzá.
A valószínűségi biztonsági elemzésekkel és alkalmazásukkal kapcsolatos kérdésekkel Bareith Attila divízióvezetőhöz lehet fordulni elektronikus levélben vagy telefonon (+36 1 392 2716).